EDN: EPGZKX
Авторы
Ромадинов А.М., Федоров И.А., Юферева В.А.
Организация
Акционерное общество «Научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля», Москва, Россия
Ромадинов А.М. – инженер 2 категории. Контакты: 107140, Москва, пл. Академика Доллежаля, д. 1, к. 3. Тел.: (919) 963-41-33; e-mail:
Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Фёдоров И.А. – инженер 2 категории.
Юферева В.А. – начальник группы.
Аннотация
В настоящее время активно ведутся научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по проекту реактора с быстрым спектром нейтронов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и смешанным нитридным уран-плутониевым топливом с реализацией замкнутого ядерного топливного цикла. Для обоснования безопасного использования нитридного топлива, верификации расчетных кодов, установления баланса делящихся материалов и продуктов деления, накопления потенциально радиационно опасных нуклидов необходимы соответствующие экспериментальные исследования. В целях верификации прецизионного программного комплекса MCU-NR в части изотопной кинетики и выгорания ядерного топлива проведено расчетное моделирование экспериментов по облучению образцов оксидного ядерного топлива в капиллярной трубке в реакторе БН-350 и образцов смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в комбинированной экспериментальной тепловыделяющей сборке в реакторе БН-600. Для обоснования возможности переноса результатов оценки погрешности концентрации актинидов при выгорании СНУП-топлива активной зоны в спектре реактора БН-600 (КЭТВС) на реактор со свинцовым теплоносителем разработан расчетный тест выгорания твэлов КЭТВС в реакторе БРЕСТ-ОД-300. Проведено расчетное исследование в обоснование возможности использования ячеечной модели при расчете выгорания и изотопной кинетики в реакторах на быстрых нейтронах. Выполнен сравнительный анализ результатов расчета выгорания ядерного топлива в полномасштабной модели быстрого реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем и смешанным нитридным уран-плутониевым топливом и в соответствующих моделях ячеек. В ходе расчетного моделирования экспериментов по облучению образцов ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах на номинальной мощности были определены максимальные погрешности расчета изменения нуклидного состава по ПК MCU-NR.
Ключевые слова
расчетное моделирование, облучательные эксперименты, верификация, СНУП-топливо, МОКС-топливо, изотопная кинетика, выгорание ядерного топлива, прецизионный код, метод Монте-Карло
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин А.В., Молоканов Н.А., Муравьев Е.В., Орлов В.В., Калякин С.Г., Рачков В.И., Троянов В.М., Аврорин Е.Н., Иванов В.Б., Алексахин Р.М. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. Атомная энергия, 2012, т. 112, № 6, с. 319–330.
- Troyanov M.F. The BN-350 reactor: development, design and operating experience. Proc. of the International conference on nuclear power and its fuel cycle. Vienna, May 2–13, 1997. Report IAEA-CN-36/594, vol. 1, pp. 775–787.
- Васильев Б.А., Крюков А.Н., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Шеряков В.С., Кузнецов А.Е., Филин И.А. Использование МОКС-топлива в реакторе БН-800. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2025, vol. 3, pp. 45–59. DOI: https//doi.org/10.26583/npe.2025.3.03.
- Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. М.: Логос, 2010. 604 с.
- Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2012. 156 с.
- Kahler A.C., MacFarlane R.E., Mosteller R.D., Kiedrowski B.C., Frankle S.C., Chadwick M.B., McKnight R.D., Lell R.M., Palmiotti G., Hiruta H., Herman M., Arcilla R., Mughabghab S.F., Sublet J.C., Trkov A., Trumbull T.H., Dunn M. ENDF/B-VII.1 Neutron Cross Section Data Testing with Critical Assembly Benchmarks and Reactor Experiments. Nuclear Data Sheets, 2011, vol. 112, issue 12, pp. 2997–3036.
- Программное средство « FACT-BR» (версия 1.1). Аттестационный паспорт № 433 от 27.02.2018.
- Программа для электронных вычислительных машин «Код нуклидной кинетики, расчета активности и остаточного тепловыделения. Версия 2.1 (BPSD/V2.1)». Аттестационный паспорт № 516 от 30.01.2021.
- Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах. Под ред. акад. РАН А.А. Саркисова. М: Наука, 2013. С. 178–198.
- Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Поляков А.Ю., Цыбуля А.М. Аннотация программы CONSYST. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы, 1999, вып. 2. Доступно на: https://vant.ippe.ru/images/pdf/1999/2-15-en.pdf (дата обращения 12.01.2026).
- Ошканов Н.Н., Потапов О.А., Говоров П.П. Оценка эффективности работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-600 Белоярской АЭС. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, № 1, с. 3–9.
- Алексеев С.В., Зайцев В.А. Нитридное топливо для ядерной энергетики. М.: Техносфера, 2013.
- Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Звир Е.А., Иванов Ю.А., Крюков Ф.Н., Мариненко Е.Е., Никитин О.Н., Поролло С.И., Скупов М.В. Результаты исследования твэлов БН-600 со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом и оболочкой из стали ЧС68-ИД х.д. Атомная энергия, 2019, т. 126, № 3, с. 160–166.
- Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Куприянов В.Н., Хамдеев М.И., Тихонова Д.Е., Шадрин А.Ю., Хомяков Ю.С. Радиохимический и элементный анализ смешанного уран-плутониевого топлива, облученного в реакторе БН-600. Радиохимия, 2022, т. 64, № 1, с. 53–59.
- 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.
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2026, выпуск 1, с. 95–111
