<?xml version="1.0" encoding="UTF-8"?>
<!DOCTYPE article PUBLIC "-//NLM//DTD JATS (Z39.96) Journal Publishing DTD v1.3 20210610//EN" "JATS-journalpublishing1-3.dtd">
<article article-type="research-article" dtd-version="1.3" xmlns:mml="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" xmlns:xlink="http://www.w3.org/1999/xlink" xmlns:xsi="http://www.w3.org/2001/XMLSchema-instance" xml:lang="ru"><front><journal-meta><journal-id journal-id-type="publisher-id">glonucsec</journal-id><journal-title-group><journal-title xml:lang="ru">Глобальная ядерная безопасность</journal-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Global Nuclear Safety</trans-title></trans-title-group></journal-title-group><issn pub-type="ppub">2305-414X</issn><issn pub-type="epub">2499-9733</issn><publisher><publisher-name>National Research Nuclear University "MEPhI"</publisher-name></publisher></journal-meta><article-meta><article-id pub-id-type="doi">10.26583/GNS-2019-04-06</article-id><article-id custom-type="edn" pub-id-type="custom">XNSJBX</article-id><article-id custom-type="elpub" pub-id-type="custom">glonucsec-451</article-id><article-categories><subj-group subj-group-type="heading"><subject>Research Article</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="ru"><subject>ЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="en"><subject>OPERATION OF FACILITIES NUCLEAR INDUSTRY</subject></subj-group></article-categories><title-group><article-title>ИССЛЕДОВАНИЕ СПОСОБОВ ПОВЫШЕНИЯ КВ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С МОХ-ТОПЛИВОМ СТРЕМЯСЬ К МИНИМАЛЬНЫМ ЗНАЧЕНИЯМ НПЭР</article-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>STUDY WAYS TO INCREASE KW IN FAST REACTORS WITH MOX FUEL AIMING FOR THE MINIMUM OF SODIUM VOID REACTIVITY EFFECT</trans-title></trans-title-group></title-group><contrib-group><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0000-0003-1281-0791</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Арутюнян</surname><given-names>А. К.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Harutyunyan</surname><given-names>A.</given-names></name></name-alternatives><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0000-0002-9995-1222</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Выговский</surname><given-names>С. Б.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Vygovskiy</surname><given-names>S. B.</given-names></name></name-alternatives><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0000-0002-1785-5342</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Хачатрян</surname><given-names>А. Г.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Khachatryan</surname><given-names>A.</given-names></name></name-alternatives><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib></contrib-group><aff-alternatives id="aff-1"><aff xml:lang="ru">Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»<country>Россия</country></aff><aff xml:lang="en">National Research Nuclear University Moscow Engineering Physics Institute (NRNU MEPhI)<country>Russian Federation</country></aff></aff-alternatives><pub-date pub-type="collection"><year>2019</year></pub-date><pub-date pub-type="epub"><day>04</day><month>03</month><year>2026</year></pub-date><volume>0</volume><issue>4</issue><fpage>50</fpage><lpage>61</lpage><permissions><copyright-statement>Copyright &amp;#x00A9; Арутюнян А.К., Выговский С.Б., Хачатрян А.Г., 2026</copyright-statement><copyright-year>2026</copyright-year><copyright-holder xml:lang="ru">Арутюнян А.К., Выговский С.Б., Хачатрян А.Г.</copyright-holder><copyright-holder xml:lang="en">Harutyunyan A., Vygovskiy S.B., Khachatryan A.</copyright-holder><license license-type="creative-commons-attribution" xlink:href="https://creativecommons.org/licenses/by/4.0/" xlink:type="simple"><license-p>This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.</license-p></license></permissions><self-uri xlink:href="https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/451">https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/451</self-uri><abstract><p>В данной работе приведены результаты численных исследований возможности увеличения безопасности путем применения разных видов топлива и топливного сочетания для реакторов БН с натриевым теплоносителем. Целью данной работы является исследование и обнаружение топлива или топливного сочетания с наилучшими технико-экономическими показателями и условиями безопасности для реакторной установки БН-800, которое позволит улучшить не только экономические показатели, но и эффективность всего предреакторного цикла. Так как со временем во всем мире обостряются проблемы, связанные с уменьшением количества 235U, которые приводят к повышению его цены и увеличению количества, накопленного Pu, который в начальном времени был получен в рамках военной промышленности. На сегодняшний день от переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР и РБМК уже возникает необходимость искать пути, которые будут направлены на компенсирование этих явлений с приоритетом надежной и безопасной эксплуатации ядерной установки. Как показатель надежной и безопасной эксплуатации ЯЭУ, в рассмотренном случае является НПЭР (Натриевый Пустотный Эффект Реактивности). Получение высоких значений этой величины приводит к снижению безопасной эксплуатации ЯЭУ и заставляет искать не только пути повышение КВ, но и пути, которые приведут к получению минимальных значений НПЭР с максимальным КВ. В расчетах, направленных на уменьшение НПЭР минимальным значением КВ принято считать КВ ≥ 0,95. В работе рассмотрены влияние нескольких важнейших факторов на эксплуатационные характеристики реактора и на экономические показатели. Этими факторами являются использование разных видов топлива и топливных сочетаний, геометрические размеры реактора, распределение обогащенного топлива в активной зоне, а также изменение удельного объема топлива в разрешенных пределах. Рассмотрев влияние геометрических размеров на НПЭР, был изменен размер активной зоны за счет изменения удельного тепловыделения и объемной доли топлива. В активную зону введено топливо, ядра которого можно сказать не имеют спектральную зависимость от количества натрия. Исследования проводились на базе программного комплекса Time26 и N3D. Так же для расчетов использовались программы Excel и Mathcad. </p></abstract><trans-abstract xml:lang="en"><p>This work presents the results of numerical studies on the possibility of increasing the maximum safe using different kinds of fuel for sodium-cooled BN reactors. The purpose of this work is to study and detect fuel or fuel combination with the best technical and economic indicators and safety conditions for the BN-800 reactor plant which not only increases the economic indicators but also the efficiency of the entire pre-reactor cycle. For some time now, the problems associated with a decrease in the amount of U235 resulted in an increase in price and an increase in the amount of accumulated Pu initially achieved in the military industry. However, since the reprocessing of spent nuclear fuel (SNF) by WWER and RBMK, ways must be sought to compensate for these phenomena with the priority of reliable and safe operation of a nuclear facility. An indicator of reliable and safe operation of nuclear power plants in the case under consideration is SVRE (sodium void reactivity effect). Achieving high values of this value leads to a decrease in the secure operation of NPPs and forces us not only to find ways to increase the RF, but also ways that result in minimal values for SVRE with maximum RF. In the calculations aimed at the reduction of SVRE it is assumed that the minimum value of KW is KW ≥ 0,95. The paper examines the effects of several important factors on reactor performance and economic performance. These factors include the use of different fuels and fuel combinations, the geometric dimensions of the reactor, the distribution of enriched fuel in the core, and the change in specific fuel volume within allowable limits. The influence of geometrical dimensions on the SVRE is considered, the size of the core is changed due to a change in the specific heat release and the volume fraction of the fuel. In the core fuel is introduced which nuclei have no spectral dependence on the amount of sodium. </p></trans-abstract><kwd-group xml:lang="ru"><kwd>коэффициент воспроизводства</kwd><kwd>коэффициент неравномерности</kwd><kwd>топливный цикл</kwd><kwd>активная зона</kwd><kwd>натриевый пустотный эффект реактивности</kwd></kwd-group><kwd-group xml:lang="en"><kwd>reproduction coefficient</kwd><kwd>irregularity coefficient</kwd><kwd>fuel cycle</kwd><kwd>active zone</kwd><kwd>sodium void reactivity effect.</kwd></kwd-group></article-meta></front><back><ref-list><title>References</title><ref id="cit1"><label>1</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Кузнецов, И. А. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / И. А. Кузнецов, В. М. Поплавский. – Москва : ИздАт, 2012. – 632 c.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Кузнецов, И. А. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / И. А. Кузнецов, В. М. Поплавский. – Москва : ИздАт, 2012. – 632 c.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit2"><label>2</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Ашурко, Ю. М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности / Ю. М. Ашурко, К. А. Андреева, И. В. Бурьевский, А. В. Волков, В. А. Елисеев [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 3. – С. 5-14.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Ашурко, Ю. М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности / Ю. М. Ашурко, К. А. Андреева, И. В. Бурьевский, А. В. Волков, В. А. Елисеев [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 3. – С. 5-14.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit3"><label>3</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Matveev, V. I, Chebescov, A. N., Cerny, V. A. Studies, development and justification of core with zero sodium void reactivity effect of the BN-800 reactor. International Topical Meeting, Obninsk, Russia, Oct. 37, 1994. Proceedings Volume 1. P. 145-159.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Matveev, V. I, Chebescov, A. N., Cerny, V. A. Studies, development and justification of core with zero sodium void reactivity effect of the BN-800 reactor. International Topical Meeting, Obninsk, Russia, Oct. 37, 1994. Proceedings Volume 1. P. 145-159.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit4"><label>4</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Поплавский, В. М. Исследование влияния пустотного эффекта реактивности на техникоэкономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора / В. М. Поплавский, В. И. Матвеев, В. А. Елисеев // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. Вып. 4. С. 230-235.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Поплавский, В. М. Исследование влияния пустотного эффекта реактивности на техникоэкономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора / В. М. Поплавский, В. И. Матвеев, В. А. Елисеев // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. Вып. 4. С. 230-235.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit5"><label>5</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Ринейский, А. А. Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 / А. А. Ринейский // Атомные стратеги. – 2006. – № 23. – С. 49-60</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Ринейский, А. А. Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 / А. А. Ринейский // Атомные стратеги. – 2006. – № 23. – С. 49-60</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit6"><label>6</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Апсэ, В. А. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок / В. А. Апсэ, А. Н. Шмелев. – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – 63 С.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Апсэ, В. А. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок / В. А. Апсэ, А. Н. Шмелев. – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – 63 С.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit7"><label>7</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Калин, Б. А. Ядерные топливные материалы / Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов, Я. И. Штромбах // – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – Т. 6, ч. 2. – 672 C.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Калин, Б. А. Ядерные топливные материалы / Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов, Я. И. Штромбах // – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – Т. 6, ч. 2. – 672 C.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit8"><label>8</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Kannan, I. Power Reactors. NPTEL, Mechanical Engineering. – URL: https://nptel.ac.in/courses/112101007/1 (the date of circulation: 04/27/2019).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Kannan, I. Power Reactors. NPTEL, Mechanical Engineering. – URL: https://nptel.ac.in/courses/112101007/1 (the date of circulation: 04/27/2019).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit9"><label>9</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Дементьев, Б. А. Ядерные энергетические реакторы / Б. А. Дементьев. – Москва : Энергоатомиздат, 1984. – 280 С.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Дементьев, Б. А. Ядерные энергетические реакторы / Б. А. Дементьев. – Москва : Энергоатомиздат, 1984. – 280 С.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit10"><label>10</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Kuzmin, A. V., YurkovЮ, M. M. Thermal conductivity coefficient UO2 of theoretical density and regular stoichiometry : Thermophysical Basis of Energy Technologies. MATEC Web of Conferences. Tomsk, Jan. 2017</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Kuzmin, A. V., YurkovЮ, M. M. Thermal conductivity coefficient UO2 of theoretical density and regular stoichiometry : Thermophysical Basis of Energy Technologies. MATEC Web of Conferences. Tomsk, Jan. 2017</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit11"><label>11</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Орлов, В. В. Реакторы на быстрых нейтронах / В.В. Орлов // Атомная энергия. – 1976. – Т. 36 – С. 343-354.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Орлов, В. В. Реакторы на быстрых нейтронах / В.В. Орлов // Атомная энергия. – 1976. – Т. 36 – С. 343-354.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit12"><label>12</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Hummel, H. H, Okrent, D. Reactivity Coefficients in Large Fast Power Reactors. – American Nuclear Society. 1970. 386 P.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Hummel, H. H, Okrent, D. Reactivity Coefficients in Large Fast Power Reactors. – American Nuclear Society. 1970. 386 P.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit13"><label>13</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Уолтер, А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах /А. Уолтер, А. Рейнольдс. – Москва : Энергоатомиздат, 1986. – 623 с.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Уолтер, А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах /А. Уолтер, А. Рейнольдс. – Москва : Энергоатомиздат, 1986. – 623 с.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit14"><label>14</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Николаев М. Н. Плутоний / М. Н. Николаев // Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского. – URL: www.ippe.ru/libr/pdf/94pu.pdf (дата обращения: 27.04.2019).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Николаев М. Н. Плутоний / М. Н. Николаев // Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского. – URL: www.ippe.ru/libr/pdf/94pu.pdf (дата обращения: 27.04.2019).</mixed-citation></citation-alternatives></ref></ref-list><fn-group><fn fn-type="conflict"><p>The authors declare that there are no conflicts of interest present.</p></fn></fn-group></back></article>
