EDN: DPMMEU
Авторы
Ковалев Н.В.1, Прокошин А.М.1, Кудинов А.С.1, Невиница В.А.2
Организация
1 АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», Санкт-Петербург, Россия
2 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Ковалев Н.В.1 – научный сотрудник. Контакты: 194021, Санкт-Петербург, 2-й Муринский пр-т, 28. Тел.: (812) 346-90-29; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Прокошин А.М.1 – ведущий инженер.
Кудинов А.С.1 – начальник отделения, кандидат технических наук.
Невиница В.А.2 – руководитель отделения, кандидат технических наук.
Аннотация
Правильная оценка нуклидного состава ОЯТ очень важна в области заключительной стадии ядерного топливного цикла. Однако расчет по модели активной зоны реактора представляет собой довольно сложную и трудоемкую задачу. В рамках данной работы исследуется насколько результаты расчетов нуклидного состава выгружаемого ОЯТ реактора ВВЭР‑1000, эксплуатируемого в 18-месячном топливном цикле, отличаются при использовании модели активной зоны от простой модели бесконечной ТВС. Моделирование проводилось с использованием программного средства Serpent 2, реализующего метод Монте-Карло. Созданная модель активной зоны в результате проведенной верификации показала хорошее соответствие с референтными значениями по основным нейтронно-физическим характеристикам. Определено, что выгорание выгружаемых ТВС составляет 50,74 МВт·сут/кгТМ. Получен нуклидный состав выгружаемого ОЯТ. В статье приведен элементный состав ОЯТ, а также изотопы, вносящие основной вклад в мощность дозы от альфа-, бета- и гамма-излучения. С целью увеличения скорости подобных расчетов разработана модель бесконечной ТВС. Подобрано эффективное обогащение в соответствии с результатами, полученными по модели активной зоны. Сравнение состава выгружаемого ОЯТ на модели бесконечной ТВС показало хорошую сходимость с составом, полученным на модели активной зоны. Можно рекомендовать к использованию упрощенный вариант расчета нуклидного состава на основе модели бесконечной ТВС.
Ключевые слова
ядерно-физическое моделирование, метод Монте-Карло, Serpent, расчет нуклидного состава, отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), верификация, модель бесконечной ТВС, модель активной зоны
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Нормы и правила. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности: НП-019-2015: утв. приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 25.06.2015 № 242. М.: Госатомнадзор России, 2015. 21 с.
- Алой А.С., Блохин А.И., Блохин П.А., Ковалев Н.В. Радиационные характеристики боросиликатного стекла, содержащего высокоактивные отходы. Радиоактивные отходы, 2020, № 3 (12), с. 93–100. DOI: 10.25283/2587-9707-2020-3-93-100.
- Федоров Ю.С., Бибичев Б.А., Зильберман Б.Я., Кудрявцев Е.Г. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 2, с. 136–141. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-005-0248-9.
- Ковалев Н.В., Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Синюхин А.Б. Новый подход к повторному использованию отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов в рамках концепции РЕМИКС. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2020, № 1, с. 67–77. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.1.07.
- Ковалев Н.В., Прокошин А.М., Кудинов А.С., Невиница В.А. Использование плутония из отработавшего смешанного топлива РЕМИКС в реакторе БН-1200. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2023, № 1, с. 70–81. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.06.
- Кислов А.И., Титов А.А., Дмитриев А.М., Синцов А.Е., Романов А.В. Радиационные аспекты использования регенерированного урана на ОАО МСЗ при производстве ядерного топлива. Ядерная и радиационная безопасность, 2012, специальный выпуск, с. 52–60.
- Постоварова Д.В., Ковалев Н.В., Онегин М.С., Бибичев Б.А. Радиационные характеристики РЕМИКС-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР-1000. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016, № 1, с. 100–110. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.11.
- Ковалев Н.В., Прокошин А.М., Кудинов А.С., Невиница В.А., Никандрова М.В., Голецкий Н.Д. использование программных средств SCALE, MCNP, SERPENT при определении нуклидного состава ОЯТ тепловых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 1. с. 41–52.
- Leppänen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Annals of Nuclear Energy, 2015, 82, pp. 142–150. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.024.
- Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 116 с.
- Ковальчук М.В., Сидоренко В.А., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Штромбах Я.И. Практические основы разработки и обоснования технических характеристик и безопасности эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР. М.: Изд-во НИЦ «Курчатовский ин-т», 2015. 478 с.
- Скороходов Д.Н., Милъто Н.В., Калинушкин А.Е., Семченков Ю.М., Липин Н.В., Курченков А.Ю. Программа Хортица-М. Устойчивость решения уравнения восстановления к возмущению входных данных. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2020, № 5, с. 30–42.
- Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. М.: Логос, 2010. 604 с.
- Семченков Ю.М. Использование топлива в реакторах ВВЭР: состояние и перспективы. Росэнергоатом, 2014, № 14, с. 8–13.
- Выговский С.Б., Рябов Н.О., Семенов А.А., Чернов Е.В., Богачек Л.Н. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 376 с.
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 1, c. 72–82
