Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Уточнение величины натриевого пустотного эффекта реактивности в быстрых натриевых реакторах с помощью программ монте-карло

01.09.2015 2015 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

П.А. Маслов В.И. Матвеев И.В. Малышева

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.2.12

УДК: 621.039.526

Для обеспечения безопасности быстрого натриевого реактора в запроектных авариях типа ULOF необходимо иметь близкое к нулю значение натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), зависящее от глубины выгорания топлива – чем больше выгорание, тем больше эффект. Проведен анализ ограничений глубины выгорания топлива в активной зоне реактора большой мощности с точки зрения НПЭР безопасности.

Для исследований выбрана модель активной зоны быстрого натриевого реактора большой мощности с воспроизводящими экранами. Рассмотрены два вида топлива – уран-плутониевое оксидное и уран-плутониевое нитридное. Рассмотрен переходный режим работы реактора от стартового состояния до установившегося режима перегрузок, в котором активная зона проходит последовательно разные стадии выгорания топлива. Расчеты значений максимального и среднего выгораний, а также соответствующих им величин натриевого пустотного эффекта проводились с использованием гомогенного представления модели по программам TRIGEX и MMKKENO, использующей транспортное приближение (метод Монте-Карло) и детальное гетерогенное описание внутренней структуры ТВС и стержней СУЗ. Полученные результаты для оксидного топлива показывают, что начиная с конца второй МК (максимальное выгорание ~ 8% т.а.) уточненное значение натриевого пустотного эффекта реактивности превышает в два раза его принятое допустимое значение (0,3% Δk/k). Для нитридного топлива это превышение начинается с конца третьей МК (максимальное выгорание ~ 8,75% т.а.), однако оно существенно ниже по сравнению с оксидным топливом.

Ссылки

  1. Matveev V.I, Chebescov A.N., Cerny V.A., Krivitski I.Yu., Kirushin A.I., Belov S.B., Vasiljev B.A. Studies, development and justification of core with zero sodium- void reactivity effect of the BN-800 reactor/International Topical Meeting, Obninsk, Russia, Oct. 3-7, 1994. Proceedings Volume 1. PP.1-45–1-59.
  2. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Елисеев И.А., Кузнецов И.А. и др. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на технико-экономические характеристики и безопасность перспективного натриевого реактора // Атомная энергия. Т. 108, вып. 4, 2010. Стр. 230 – 235.
  3. Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программный комплекс CONSYST - ММККЕNО для расчета ядерных реакторов методом Монте-Карло в многогрупповом приближении с индикатрисами рассеяния в Pn-приближении: Препринт ГНЦ РФ-ФЭИ-2887, 2001.
  4. Поплавский В.М., Цибуля А.М., Хомяков Ю.С. Активная зона и топливный цикл для перспективного быстрого натриевого реактора // Атомная энергия. Т. 108 , вып.4, 2010. Стр. 206 – 211.
  5. Eliseev V.А., Malisheva I.V., Matveev V.I., Egorov А.V., Maslov P.А. Enhancement of the inherent self-protection of the fast sodium reactor cores with oxide fuel. // Global 2013, Salt Lake City, Utah. September 29-October 3, 2013. PP. 766-775.
  6. Кочетков А.Л. Программа CARE – расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке: препринт ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». -2431. - Обнинск, 1995.
  7. Серегин А.С., Кислицина Т.С., Цибуля А.М. Аннотация комплекса программ TRIGEX.04: препринт ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». -2846. - Обнинск, 2000.
  8. Елисеев В.А., Забудько Л.М., Малышева И.В., Матвеев В.И. Нитридное топливо для перспективного быстрого натриевого реактора типа БН-1200 // Атомная энергия. Т. 114, вып. 5, 2013.
  9. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. – М.: Атомиздат, 1975. 307 с.

быстрый реактор MOX-топливо нитридное топливо натриевый пустотный эффект реактивности максимальное выгорание переходный режим безопасность