DOI: 10.55176/2414-1038-2020-4-46-59
Авторы
Шмелев А.Н., Апсэ В.А., Куликов Г.Г., Куликов Е.Г.
Организация
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
Шмелев А.Н., – профессор, доктор технических наук. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова 1, зд. 3. Тел.: +7 (965) 299-10-26; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Апсэ В.А. – заведующий НИС, кандидат технических наук.
Куликов Г.Г. – инженер, кандидат физико-математических наук. Контакты: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31. Тел.: +7 (963) 602-03-71; email: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Куликов Е.Г. – доцент, кандидат технических наук.
Аннотация
Рассмотрено влияние замены природного свинца свинцом-208 в качестве теплоносителя и отражателя быстрого реактора на его нейтронно-физические параметры. Показана возможность существенного (примерно на три порядка) увеличения среднего времени жизни мгновенных нейтронов при использовании физически толстого отражателя из свинца-208, что позволит существенно улучшить ядерную безопасность реактора при реактивностных авариях. Оценено, что в таком отражателе можно получить более высокий поток замедленных и эпитепловых нейтронов, который сохраняется при значительном удалении от активной зоны, что можно использовать для трансмутации долгоживущих продуктов деления, а также для накопления значительных количеств целевых нуклидов в высоких нейтронных потоках вне активной зоны. Малое поглощение нейтронов свинцом-208 позволяет существенно (примерно на 20 %) уменьшить критическое содержание в топливе плутония. Предложено размещение слоя, содержащего нейтронный поглотитель, над активной зоной в её отражателе для управления реактивностью реактора без изменения нейтронно-физических свойств самой активной зоны. При выборе веса СУЗ, расположенных в активной зоне меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов, такая активная зона на собственных мгновенных нейтронах будет заведомо подкритической. При этом исчезает опасность развития реактивностной аварии на мгновенных нейтронах активной зоны, а в случае реактивностной аварии с учетом нейтронов отражателя, ее развитие будет существенно более медленным из-за большого времени жизни нейтронов отражателя.
Ключевые слова
быстрый реактор, свинцовый теплоноситель, свинцовый отражатель, свинец-208, среднее время жизни мгновенных нейтронов, нейтроны отражателя, управление реактивностью, Допплер-эффект
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Soppera N., Bossant M., Dupont E. JANIS_4: An improved version of the NEA JAVA-based nuclear data information system. Nuclear Data Sheets, 2014, vol. 120, pp. 294–296.
2. Бабичев А.П., Бабушкина Н.А., Братковский А.М. и др. Физические величины. Москва, Энергоатомиздат, 1991.
3. Галанин A.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Москва, Энергоатомиздат, 1990.
4. Куликов Г.Г., Шмелев А.Н., Куликов Е.Г., Апсэ В.А., Артисюк В.В., Юферева В.А. Радиогенный свинец, содержащий в основном 208Pb – новый материал для перспективных ядерных установок.
Труды семинара «Нейтроника-2011». Обнинск, 2011.
5. Shmelev A.N., Kulikov G.G., Apse V.A., Kulikov E.G., Artisyuk V.V. Radiogenic Lead with Dominant Content of 208Pb: New Coolant and Neutron Moderator for Innovative Nuclear Facilities. Internet journal
of Hindawi Publishing Corporation: Science and Technology of Nuclear Installations, 2011, vol. 2011. Article ID 252903.
6. Shmelev A.N., Kulikov G.G., Kryuchkov E.F., Apse V.A., Kulikov E.G. Application of Radiogenic Lead with Dominant Content of 208Pb for Long Prompt Neutron Lifetime in Fast Reactor. Nuclear Technology,
2013, vol. 183, no. 3, pp. 409–426.
7. Орлов В.В. Эволюция технической концепции быстрого реактора. Концепция БРЕСТ. Труды международного семинара «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для
крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение». Москва, 2000.
8. Орлов В.В., Леонов В.Н., Сила-Новицкий А.Г. и др. Конструкция реактора БРЕСТ. Экспериментальные работы для обоснования концепции реактора БРЕСТ. Результаты и планы. Труды международного семинара «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение». Москва, 2000.
9. Борисов O.M., Орлов В.В., Наумов В.В. и др. Требования к активной зоне. Труды международного семинара «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение». Москва, 2000.
10. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Москва, Издательский дом МЭИ, 2012.
11. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок. Москва, НИЯУ МИФИ, 2008.
12. Николаев М.Н., Абагян Л.П., Цибуля А.М. и др. Комплекс программ автоматизированного расчета макроскопических констант (АРАМАКО). Обнинск, ФЭИ, 1972.
УДК 539.173.4
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 4, 4:6
