Цель настоящей работы – показ на основе расчета и сравнения величин коэффициентов диффузии америция-241 и урана на примере их сорбции из модельного раствора жидких радиоактивных отходов с использованием различных опытных образцов ТВЭКС ТОДГА возможность определения образца с наиболее высокими кинетическими характеристиками.

   Рассчитаны коэффициенты диффузии америция-241 и урана в процессе их сорбции для трех опытных образцов ТВЭКС ТОДГА. Проведена оценка зависимости скорости протекания реакции от величины коэффициентов диффузии. Основываясь на зависимости величины коэффициентов диффузии от характеристик опытных образцов ТВЭКС ТОДГА, расчетным путем определена увеличенная скорость протекания сорбции для америция-241 по сравнению с ураном. На основе расчета коэффициентов диффузии америция-241 и урана определен опытный образец ТВЭКС ТОДГА с наиболее высокими кинетическими характеристиками – № 2. Показана возможность сокращения объема и затрат при проведении экспериментов по сорбции при предварительном определении коэффициентов диффузии.

   Проведены испытания разработанного в НИЯУ МИФИ прототипа специализированной многоканальной микросхемы, предназначенной для использования в качестве фронтэнда в детекторных системах на основе “медленных” сцинтилляционных кристаллов NaI(Tl) или CsI(Tl) и кремниевых фотоумножителей (SiPM). Для проведения измерений использовались специально разработанные тестовая плата и пакет программного обеспечения в среде LABVIEW. Детекторная часть состояла из кристалла NaI(Tl) и матрицы SiPM PM6600 (KETEK) в качестве фотоприемника. Энергетическое разрешение системы при регистрации гамма-квантов с энергией 59.5 кэВ составило 16.9 ± 0.9 % ПШПВ. Для сравнения те же измерения были проведены с использованием аналоговой части многоканальной микросхемы MAROC3, для которой разрешение на этой энергии составило 27.7 ± 0.9 %.

   В статье приводятся результаты прогнозирования удельных дисконтированных затрат на производство электроэнергии на АЭС с различными типами ядерных реакторов с учетом неопределенности в стоимостных данных по сооружению и эксплуатации реакторных установок, а также по товарам и услугам топливного цикла. Рассмотрены три типа тепловых реакторов, работающих в открытом топливном цикле, и четыре варианта быстрых реакторов, функционирующих в замкнутом уран-плутониевом топливном цикле. По результатам оценки удельных дисконтированных затрат, с учетом неопределенности в их значениях, обусловленных разбросом в стоимостных данных, сделан вывод, что нельзя сделать однозначное суждение о наибольшей привлекательности той или иной концепции быстрых реакторов, опираясь только на анализ удельных дисконтированных затрат, а также некорректно делать категорические утверждения о более низкой экономической эффективности и конкурентоспособности быстрых реакторов по сравнению с тепловыми реакторами.