EDN: KIYYVN
Авторы
Архангельский Д.М., Дайченкова Ю.С., Калугин М.А., Шкаровский Д.А.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Архангельский Д.М. – младший научный сотрудник. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (961) 643-61-95; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Дайченкова Ю.С. – научный сотрудник.
Калугин М.А. – заместитель руководителя комплекса по научной работе, доктор технических наук.
Шкаровский Д.А. – начальник отдела, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В реакторах с циркулирующим топливом (жидкосолевых реакторах – ЖСР) одной из важных нейтронно-физических характеристик является эффект циркуляции топлива, вызывающий некоторое уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов по сравнению со стационарным режимом без циркуляции. Этот эффект вызван переносом эмиттеров запаздывающих нейтронов, в результате чего их распад может происходить в циркуляционном контуре, за пределами активной зоны.
Оценка данного эффекта может проводиться с помощью как детерминистических, так и стохастических методов, причем для последних можно выделить две основные схемы реализации. Первая схема предполагает смещение точек рождения запаздывающих нейтронов на основе данных о полях скорости. Для реализации в программном комплексе MCU был выбран иной, менее требовательный к вычислительным мощностям, подход, основанный на оценке поправки на циркуляцию для каждой группы запаздывающих нейтронов.
Для валидации методики был осуществлен расчет эффекта реактивности, вызванного циркуляцией топлива, в экспериментах, проведенных на реакторе MSRE. Рассмотрено две конфигурации топливной соли: на основе урана-235 и урана-233.
Потеря реактивности от циркуляции топлива рассчитывалась по программе MCU в два этапа. На первом этапе проводился расчет эффективной доли запаздывающих нейтронов для стационарного состояния. Затем для каждого делящегося изотопа задавался набор параметров, определяющих для каждой группы долю запаздывающих нейтронов, родившихся в активной зоне. С использованием полученных параметров проводился расчет эффективной доли запаздывающих нейтронов с учетом циркуляции топлива. Полученные результаты удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными.
Ключевые слова
жидкосолевой реактор, ЖСР, MSRE, эффект реактивности, запаздывающие нейтроны, метод Монте-Карло, MCU
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Lapenta G., Ravetto P. Basic reactor physics problems in fluid-fuel recirculated reactors. Kerntechnik, 2000, vol. 65, pp. 250–252.
- Guerrieri C., Cammi A., Luzzi L. An approach to the MSR dynamics and stability analysis. Progress in Nuclear Energy, 2013, vol. 67, pp. 56–73. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2013.03.020.
- Guerrieri C., Aufiero M., Cammi A., Fiorina C., Luzzi L. A Preliminary Study of the MSFR Dynamics. Proc. of 20th International Conference on Nuclear Engineering collocated With the ASME 2012 Power Conference. Anaheim, California, 2012. Доступно на: https://re.public.polimi.it/handle/11311/675546 (дата обращения 29.07.2025).
- Jaradat M., Park H., Yang W., Changho L. Development and validation of PROTEUS-NODAL transient analyses capabilities for molten salt reactors. Annals of Nuclear Energy, 2021, no. 160, p. 108402. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105392.
- Aufiero M. et al. Calculating the effective delayed neutron fraction in the Molten Salt Fast Reactor: analytical, deterministic and Monte Carlo approaches. Annals of Nuclear Energy, 2014, no. 65, pp. 78–90. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2013.10.015.
- Куприянов К.С., Фейнберг О.С., Игнатьев В.В. Эффективная доля запаздывающих нейтронов в реакторе с циркулирующим жидкосолевым топливом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, № 2, c. 97–106.
- Kophazi J., Szieberth M., Feher S., Czifrus S., de Leege P. Monte Carlo calculation of the effects of delayed neutron precursor transport in molten salt reactors. Proceedings of the PHYSOR 2004: The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems — Global Developments. Chicago, Illinois, 2004, pp. 1919–1927.
- Laureau A., Heuer D., Merle-Lucotte E., Rubiolo P., Allibert M., Aufiero M. Transient coupled calculations of the Molten Salt Fast Reactor using the Transient Fission Matrix approach. Nuclear Engineering and Design, 2017, vol. 316, pp. 112–24. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.02.022.
- Nguyen T., Chen Y. Extended development of the Monte Carlo code MCNP for effective delayed neutron fraction in molten salt reactors. Progress in Nuclear Energy, 2024, vol. 176, p. 105392. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2024.105392.
- Kalugin M.A., Oleynik D.S., Shkarovsky D.A. Overview of the MCU Monte Carlo Software Package. Annals of Nuclear Energy, 2015, vol. 82, pp. 54–62. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.032.
- Haubenreich P.N. Prediction of Effective Yields of Delayed Neutrons in MSRE. USAEC Report ORNL-TM-380. Oak Ridge National Laboratory, October 13, 1962.
- Weinberg A.M. Preface: Molten-Salt Reactors. Nuclear Applications and Technology, 1970, vol. 8, issue 2, p. 105. DOI: https://doi.org/10.13182/NT70-A28617.
- Prince В.Е. et al. Zero-Power Physics Experiments on the Molten-Salt Reactor Experiment. ORNL‑4233. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 1968.
- Robertson R.C. MSRE Design and Operations Report Part I: Description of Reactor Design. ORNL‑TM-0728. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 1965.
- Shen D., Fratoni M., Aufiero M., Bidaud A., Powers J., Ilas G. Zero-power criticality benchmark evaluation of the molten salt reactor experiment. Proc. of PHYSOR 2018: Reactor Physics paving the way towards more efficient systems. Cancun, Mexico, 2018. DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/202124710012.
- Гомин Е.А. Статус MCU-4. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2006, № 1, с. 6–32.
- Prince B.E. Period measurements on the molten salt reactor experiment during fuel circulation: theory and experiment. ORNL-TM-1626. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 1966.
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 101–107
