EDN: EUZJNE
Авторы
Жирнов А.П., Давыдов В.К., Моисеев А.В., Солдатов Е.О., Хахулин В.И.
Организация
Акционерное общество «Научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля», Москва, Россия
Жирнов А.П. – начальник отдела.
Давыдов В.К. – старший научный сотрудник.
Моисеев А.В. – научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300, кандидат физико-математических наук.
Солдатов Е.О. – начальник группы. Москва, пл. Академика Доллежаля, д. 1, к. 3. Тел.: (499) 763-04-57; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Хахулин В.И. – инженер 2 категории.
Аннотация
В работе рассмотрены типовые варианты топливного состава с использованием плутония из стартовой загрузки БР-1200, БН-1200М, бланкета БН-800, ОЯТ МОХ ВВЭР, ОЯТ ВВЭР для подтверждения возможности работы реактора в равновесном режиме с малым запасом реактивности. С рассматриваемыми вариантами топливного состава проведены расчеты и исследовано его влияние на нейтронно-физические характеристики реактора. При изменении изотопного состава плутония проводится корректировка плотности топливного столба и массовой доли плутония. Расчеты нейтронно-физических характеристик и кампании на начальном этапе эксплуатации реактора БР-1200 проведены по программам MCU-BR и FACT-BR. При замене изотопного состава плутония БР-1200 на изотопные составы других вариантов, наблюдается перераспределение скоростей реакций поглощения и деления среди плутониевых изотопов. Поскольку реактивностные веса изотопов 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu имеют различные значения, ход реактивности по кампании для различных вариантов изотопного состава плутония отличается. В рамках моделирования кампании реактора с исследуемыми топливными составами на начальном этапе эксплуатации определена схема перегрузок ТВС. Для обеспечения запаса реактивности в пределах 1 βэф подобраны плотность топливного столба и массовая доля плутония в загружаемом топливе, а также определен порядок перестановок и замены постоянных компенсаторов реактивности. Проведено исследование зависимости изменения запаса реактивности от срока хранения топлива. Сделан вывод, что для изотопных составов из БН-1200М, ОЯТ МОХ ВВЭР и ОЯТ ВВЭР необходимо соблюдать планируемые сроки физического пуска и ввода реактора в эксплуатацию. Для состава стартовой загрузки БР-1200 и бланкета БН-800 запас реактивности может быть удержан в пределах 1 βэф с использованием постоянных компенсаторов реактивности.
Ключевые слова
реактор БР-1200, нейтронно-физический расчет, свинцовый теплоноситель, изотопный состав плутония, СНУП-топливо
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Баловнев А.В., Давыдов В.К., Жирнов А.П., Моисеев А.В., Солдатов Е.О. Моделирование топливного цикла реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2021, № 4, с. 66–75.
- Адамов Е.О., Каплиенко А.В., Орлов В.В., Смирнов В.С., Лопаткин А.В., Лемехов В.В., Моисеев А.В. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ: от концепции к реализации технологии. Атомная энергия, 2020, № 129, c. 185–194.
- Rachkov V.I., Adamov E.O., Lopatkin A.V., Pershukov V.A., Troyanov V.M. Fast Reactor Development Programm in the Russian Federation (FR 13). Proc. of the International Conrefence Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios. Paris, France. March 4, 2013, pp. 93–102.
- Adamov E.O., Filin A.I., Orlov V.V. Nuclear power development on the basis of new nuclear reactor and fuel cycle concepts. Proc. of the Conf. on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power. Vienna, June 23–26, 2003. Report IAEA-CN-108/32. Pp. 243–257.
- Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2008. 128 с.
- Rodina E.A., Egorov A.V., Rachkov V.I., Khomiakov I.S. Modeling and comparative analysis of changeover of homogeneous and heterogeneous core of BN-1200 reactor to equilibrium mode. Nuclear Engineering and Design, 2022, vol. 386, p. 111549.
- Солдатов Е.О., Моисеев А.В., Жирнов А.П. и др. Система кодов для физического проектирования реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, № 3, c. 30–38.
- MCU-BR с библиотекой констант MDBBR50. Аттестационный паспорт программного средства № 405 от 08.12.2016.
- Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2012. 156 с.
- FACT-BR (версия 1.1). Аттестационный паспорт программного средства № 433 от 27.02.2018.
- Shibata K., Iwamoto O., Nakagawa T., Iwamoto N., Ichihara A., Kunieda S., Chiba S., Furutaka K., Otuka N., Ohsawa T., Murata T., Matsunobu H., Zukeran A., Kamada S. and Katakura J. JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering. J. Nucl. Sci. Technol., 2011, vol. 48(1), pp. 1–30.
- MacFarlane R.E., Kahler A.C. Methods for Processing ENDF/B-VII with NJOY. LANL, 2010.
- Забродская С.В., Игнатюк А.В., Кощеев В.Н., Николаев М.Н. и др. РОСФОНД – Российская национальная библиотека нейтронных данных. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы, 2007, вып. 1–2, с. 3–21.
- Головко Ю.Е., Кощеев В.Н., Ломаков Г.Б., Мантуров Г.Н., Рожихин Е.В., Семенов M.Ю., Цибуля A.М., Якунин А.А. Верификация современной версии констант БНАБ и программы подготовки CONSYST в расчетах критичности. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 2, c. 99–108.
- Боровская Ж.В., Жирнов А.П., Калугина К.М. и др. Верификация программного комплекса MCU-BR по результатам критических экспериментов на БФС-2. Атомная энергия, 2021, № 130, вып. 5, c. 243–249.
- Бедняков С.М., Безбородов А.А., Дулин В.А. и др. Экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик модели активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 на стенде БФС-2. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, вып. 4, с. 29–36.
- BN-600 Hybrid Core Benchmark Analyses. IAEA-TECDOC-1623. Venna: IAEA, Feb. 2010.
- Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю. и др. Радиохимический и элементарный анализ смешанного уран-плутониевого топлива, облученного в реакторе БН-600. Радиохимия, 2022, № 64 (1), c. 53–59.
- Janis 4.0. User’s Guide. Revision 1, Oct. 2013.
- Солдатов Е.О., Моисеев А.В., Жирнов А.П. и др. Моделирование кампании быстрого реактора со свинцовым теплоносителем на весь срок эксплуатации. Сборник докладов VI Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». Москва, 14–17 ноября 2023. М.: АО «НИКИЭТ», 2023. С. 5–13.
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2026, выпуск 1, с. 83–94
