ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Каграманян В.С., Крячко М.В.

Организация

АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», г. Обнинск

Аннотация

При моделировании энергетики на тепловых нейтронах на урановом топливе для учета баланса топлива достаточно использовать один из показателей: расход природного урана или расход обогащенного урана. Для учета баланса плутония при моделировании системы с быстрыми реакторами применяется два подхода: учет баланса общей массы плутония или массы делящихся изотопов, и детальный расчет изотопной кинетики на каждом шаге моделирования. Оценка баланса плутония по общей массе или по массе делящихся изотопов не позволяет учесть различие в делящихся и воспроизводящих свойствах разных изотопов плутония. Детальный расчет изотопной кинетики эти различия принимает во внимание, но вычислительные затраты при моделировании значительно возрастают. В статье рассматривается методика эквивалентирования многоизотопного плутония для быстрого реактора. Для каждого из рассматриваемых изотопов плутония были вычислены коэффициенты ценности относительно загрузки, исходя из его вклада в энерговыработку реактора. Представлены оценки топливных функционалов реактора для различного изотопного состава плутония в загружаемом топливе. Приведена методика упрощенного расчета выгружаемого изотопного состава. Для рассматриваемых изотопов и составов плутония вычислены коэффициенты качества относительно воспроизводства. Приведена методика оценки избыточной наработки плутония и запаса реактивности на выгорание в зависимости от изотопного состава.

Ключевые слова
плутоний, быстрый реактор, баланс топлива, показатели воспроизводства, матрица выгорания

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039

Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2015, вып. 2, 2:1