Егоров М.Ю., Исанов К.А.
Рассмотрена концепция тяжеловодного торий-уранового реактора-размножителя на тепловых нейтронах. Проведен нейтронно-физический расчет для модели тепловыделяющей сборки бесконечных размеров обычной конструкции и с решеткой вытеснителей. Реализован одномерный диффузионный метод расчета в двадцати шести групповом приближении, подготовлены константы с учетом гетерогенных резонансных эффектов, c помощью программного комплекса NJOY. Промежуточные результаты сопоставлены с прецизионным программным комплексом SERPENT-2, в основе которого лежит метод Монте-Карло. Рассчитаны эффективный коэффициент размножения, коэффициент воспроизводства, а также действующий спектр в реакторе. Для заданных размеров активной зоны определены нейтронные потоки и соответствующие им тепловые мощности. Для отнормированных на соответствующие уровни мощностей нейтронных потоков рассчитана нуклидная динамика. Определено изменение эффективного коэффициента размножения в течение кампании для различных уровней нейтронной мощности. Проанализирован протактиниевый эффект, характерный для торий-уранового цикла с повышенным коэффициентом воспроизводства. Установлена и проанализирована связь протактиниевого эффекта от уровня нейтронной мощности. В работе рассмотрена общая концепция спектрального регулирования. Проанализированы возможные методы реализации спектрального регулирования. Установлен оптимальный метод введения решетки вытеснителей. Рассчитан коэффициент размножения на начало кампании с введенной на полную глубину решеткой вытеснителей. Определена общая компенсирующая способность решетки вытеснителей. Определена интегральная компенсирующая способность от глубины погружения решетки вытеснителей в активную зону. На основе интегральной компенсирующей способности решетки вытеснителей определена скорость подъема решетки в течение кампании по рассчитанному равенству приращения реактивности вследствие выгорания и высвобождения за счет подъема решетки. Пересчитаны коэффициенты размножения в течение кампании в случаях со спектральным маневрированием. Определены эффекты увеличения продолжительности кампании. Оценена зависимость эффекта увеличения длительности кампании при спектральном регулировании от нейтронной мощности. Сформулированы варианты реализации комбинированного спектрального регулирования с помощью решетки вытеснителей и разбавления тяжелой воды легкой водой.
1. Uranium 2020: Resources, Production and Demand. Nuclear Energy Agency, 2020. 484 p.
2. Зверев Д.Л., Самойлов Д.Л., Романов А.И., Панов А.И., Фальков А.А., Шолин Е.В., Зотов С.А. Топливо для ВВЭР и PWR. Современное состояние и перспективы. Атомная энергия, 2020, т. 129, вып. 2, с. 63–64.
3. Бланк М.О., Егорова О.В., Ливенцова Н.В., Ливенцов С.Н., Шмидт О.В. Математическая модель технологического процесса карботермического синтеза смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Атомная энергия, 2020, т. 129, вып. 6, с. 320–326.
4. Горюнов А.Г., Егорова О.В., Козин К.А., Ливенцов С.Н., Ливенцова Н.В., Шмидт О.В. Код оптимизации и диагностики технологических процессов – симулятор радиохимического производства. Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 5, с. 269–273.
5. Calculation of the Isotopic Composition, Cross Sections and Fluxes for a Typical PWR-Cell Loaded mith (PU-Th) O2-Fuel, as a Function о f the Fuel Burnup. International Atomic Energy Agency, 1996. 192 p.
6. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Расширенное воспроизводство 233U в торий-урановом топливном цикле в реакторах типа ВВЭР с использованием тяжелой воды. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2013, № 3, с. 12–29.
7. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Утилизация энергетического плутония и высокообогащённого урана с наработкой изотопа 233U в реакторах типа ВВЭР с использованием тория и тяжёлой воды. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2014, № 3, с. 42–60.
8. Юрова Л.Н., Поляков А.А., Рухло В.П., Титаренко Ю.Е., Бобров С.А. Исследование возможностей накопления 233U в реакторах типа ВВЭР при минимальном образовании 232U. Атомная энергия, 1978, т. 45, вып. 1, с. 21–24.
9. Маршалкин В.Е. Концепция замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла ядерной энергетики. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2018, № 4, с. 5–28.
10. Reda S.M., Gomaa I.M., Bashter I.I., Amin E.A. Neutronic Performance of the VVER-1000 Reactor Using Thorium Fuel with ENDF Library. Science and Technology of Nuclear Installations, 2021, No. 8838097.
11. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233U. Патент РФ, № 2541516, 2015.
12. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Патент РФ, № 2619599, 2017.
13. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. О равновесном изотопном составе торий-уран-плутониевого топливного цикла. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2015, № 4, с. 3–11.
14. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., Морозов А.Г., Кузнецов В.В., Кевролев В.В., Кузнецов В.Ф. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т. Атомная энергия, 1998, т. 85, вып. 4, с. 263–277.
15. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Естественная трансмутация актиноидов реакцией деления в замкнутом торий-уран-плутониевом топливном цикле. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, № 4, с. 64–75.
16. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Делящиеся материалы второго поколения в ядерной энергетике. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2017, № 4, с. 54–75.
17. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233U. Патент РФ, № 2634476, 2017.
18. Thorium-Based Nuclear Fuel: Current Status and Perspectives. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1987. 158 p.
19. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоиздат, 1981. 232 c.
20. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Кощеев В.Н. Ядерные данные для расчетов быстрых реакторов – библиотека файлов РОСФОНД и система констант БНАБ-РФ. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, № 2, с. 5–24.
21. Шаманин И.В., Чертков Ю.Б., Беденко С.В. Ториевая реакторная установка малой мощности, работающая в сверхдлинной кампании. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016, № 2, с. 121–132.
22. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл: Технологии, безопасность, экономика. М.: Энергоатомиздат, 2005. 316 с.
23. Sylvain D., Elisabeth H., Hervé N. Revisiting the Thorium-Uranium Nuclear Fuel Cycle. Europhysics News, 2007, vol. 38, no. 2, pp. 24–27.
