EDN: HVVVVF
Авторы
Дмитриев Д.В., Жилкин А.С., Маркелов В.Д., Филимонов Е.В.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Дмитриев Д.В. – научный сотрудник. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 54-21); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Жилкин А.С. – ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Маркелов В.Д. – стажер-исследователь.
Филимонов Е.В. – старший научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В последнее время реакторы на быстрых нейтронах стали одним из наиболее перспективных направлений развития атомной отрасли в России и в мире. Они обладают уникальными преимуществами, такими как высокая эффективность использования ядерного топлива и возможность выжигания минорных актинидов, что делает их ключевым элементом на пути к замкнутому топливному циклу.
Одним из необходимых условий безопасной работы реактора является непрерывный контроль и анализ состояния тепловыделяющих элементов активной зоны. Для предотвращения выхода продуктов деления в первый контур важно, чтобы герметичность оболочек твэлов была не нарушена.
Корректное математическое моделирование процессов выхода продуктов деления из топлива и миграции по технологическим средам первого контура при нарушении герметичности оболочек твэлов позволяет получать более достоверные оценки при обосновании радиационной безопасности действующих и проектируемых реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, а также при расчетном сопровождении экспериментов по облучению новых видов топлива.
В работе представлены математические модели выхода продуктов деления из уранового оксидного, смешанного оксидного и смешанного нитридного топлива, а также дано краткое описание возможностей программы для электронно-вычислительных машин Альфа-БН 1.0, предназначенной для получения расчетных оценок относительного выхода продуктов деления. Применение программы проиллюстрировано на примерах модельных задач оценки выхода газообразных продуктов деления из топлива различного вида при облучении в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, натриевый теплоноситель, программа для ЭВМ, выход продуктов деления, продукты деления, урановое оксидное топливо, смешанное оксидное топливо, смешанное нитридное топливо, температура топлива
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Программа для ЭВМ Альфа-БН 1.0. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2024665150 от 27.06.2024.
- Программа для ЭВМ Альфа-М-С15. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2019612945 от 05.03.2019.
- Программа для ЭВМ Альфа-М-С15. Аттестационный паспорт программы для № 508 от 14.12.2020.
- Программа для ЭВМ Интегральный код для анализа запроектных аварий на АЭС с РУ БН. Версия 2.1 (СОКРАТ-БН/В2.1). Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2019618126 от 26.06.2019.
- Rausch W.N., Panisko F.E. ANS54: A Computer Subroutine for Predicting Fission Gas Release. Pacific Northwest Laboratory, 1980.
- Warner H.R., Nichols F.A. A Statistical Fuel Swelling and Fission Gas Release Model. Nucl. Appl. Technol., 1970, vol. 9, issue 2, pp. 148–166.
- Geelhood K.J., Luscher W.G., Raynaud P.A., Porter I.E. FRAPCON-4.0: A Computer Code for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behavior of Oxide Fuel Rods for High Burnap. Pacific Northwest Laboratory, 2015.
- Olander D. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements. Department of nuclear engineering university of California: Berkley, 1976.
- Ластман Б. Радиационные явления в двуокиси урана. М.: Атомиздат, 1964. 285 с.
- Фрост Б. Твэлы ядерных реакторов: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1986. 248 с.
- Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1978. 423 с.
- Feng Bo, Karahan Aydin, Kazimi M.S. Steady-state fuel behavior modeling of nitride fuels in FRAPCON-EP. Journal of Nuclear Materials, 2012, vol. 427, issues 1–3, pp. 30–38. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2012.04.011.
- Бобков В.П., Блохин А.И., Забудько Л.М., Казанцев Г.Н., Румянцев В.Н., Смогалев И.П., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 1. Свойства жидкометаллических теплоносителей. Том 2. Свойства газовых сред. М.: ИздАТ, 2011.
- Бобков В.П., Блохин А.И., Румянцев В.Н., Соловьев В.А., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов. М.: ИздАТ, 2014 .
- Iwamoto O., Iwamoto N., Kunieda S. et.al. General-purpose Nuclear Data Library JENDL-5 and to the Next. EPJ Web of Conferences, 2023, vol. 284, p. 14001.
- Программа для ЭВМ SKIF 1.0. Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ № 2018619037 от 22 августа 2019 г .
- Казанский Ю.А., Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Евсеев А.Я., Звонарев А.В., Кирюшин А.И., Васильев Б.А., Белов С.П., Матвеенко И.П., Кулабухов Ю.С., Черный В.А., Баков А.Т., Двухшерстнов В.Г., Иванов А.П., Тютюнников П.Л., Пшакин Г.М. Исследование физических характеристик при пуске реактора БН-600. Из истории работ ФЭИ по созданию быстрых реакторов. Сборник избранных научных работ. К 80-летию дня рождения М.Ф. Троянова. Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 2011.
- Ошканов Н.Н., Говоров П.П. Жидкометаллический реактор БН-600 – основные особенности и опыт эксплуатации. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, № 2, с. 7–20.
- Условия работы твэлов реакторов на быстрых нейтронах и предъявляемые к ним требования. Энергетика. ТЭС и АЭС. Доступно на: https://tesiaes.ru/?p=13832 (дата обращения 25.07.2025).
УДК 621.039.584
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 81–92
