Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Физические характеристики быстрых натриевых реакторов большой мощности на перспективных видах топлива – нитридном и металлическом

01.09.2015 2015 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

В.И. Матвеев И.В. Малышева И.В. Бурьевский

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.2.14

УДК: 621.039.526

Наиболее привлекательным и перспективным для быстрых натриевых реакторов является смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, которое рассматривается как основное топливо будущих быстрых коммерческих энергетических реакторов. Однако существенное увеличение воспроизводства при его применении вместо оксидного топлива является недостаточным для удовлетворения новых требований, главное из которых – минимизация запаса реактивности на выгорание определяется воспроизводством в активной зоне. Приводятся результаты расчетных исследований по выбору оптимальной компоновки активной зоны быстрого натриевого реактора большой мощности, отвечающей современным требованиям.

Металлическое топливо для быстрых реакторов рассматривалось с самого начала их проектирования благодаря высокой плотности, теплопроводности и минимальному количеству ядер разбавителя, что обеспечивает максимально возможное воспроизводство. В статье приводятся особенности этого топлива и результаты расчетных исследований его применения в быстрых натриевых реакторах большой мощности в сравнении с нитридным топливом. Делается вывод, что в одной и той же компоновке активной зоны металлическое топливо проигрывает нитридному топливу с точки зрения обеспечения безопасности реакторной установки (РУ).

Основные расчеты проводились в диффузионном приближении на основе комплекса программ TRIGEX.

Ссылки

  1. Zaboudko L.M., Mamaev L.I., Trufanov A.A. Analysis of calculated and experimental data for possible determine the causes depressurization of fuel rods with nitride fuel reactor BR-10 // Collection of papers from the seventh Russian conference on reactor materials science, Dimitrovgrad, 8-12 September 2003, p. 102 (in Russian).
  2. International conference ICAPP 2011, - Nice, France, May 2-5, 2011, Paper11340.
  3. Fast Reactor Databasa: 2006 Update. IAEA – TECDOC -1531.
  4. Adamov E.O., Zaboudko L.M., Matveev V. I. Rachkov V.I., Troyanov V.M., Khomyakov Y.S., Leonov V. N. A comparative analysis of the advantages and disadvantages of using metallic and nitride mixed uranium-plutonium fuel in fast reactors. Energy, Russian Academy of Sciences Publ., no. 2. 2015 (March-April 2015), pp. 3-15 (in Russian).
  5. Shimkevich A., Proshkin A., Sedov A. Promising dense fuel for power reactors. The collection REA. No. 10, October 2011 (in Russian).
  6. Zaboudko L. M. Operating Experience and problems of calculation justification dense fuels. Proceedings of the school-conference in Zelenograd, 08-11 November 2010. «Actual problems of development and production of nuclear fuel», Moscow, 2010, pp. 138-159 (in Russian).
  7. Seregin A.S., Kislitsina T.S., Tsibulya A.M. Abstract complex programs TRIGEX.04: Preprint SSC RF-IPPE -2846. Obninsk, 2000 (in Russian)..
  8. Kochetkov A.L. CARE Program – calculation of isotope kinetics, radiation and environmental characteristics of nuclear fuel during irradiation and aging: Preprint SSC RF- IPPE - 2431. Obninsk, 1995 (in Russian).
  9. Eliseev V.A., Zaboudko L.M., Malysheva I.V., Matveev V.I. Nitride fuel for the core of BN-1200 type advanced sodium cooled fast reactor. Atomic energy, v. 114, iss. 5, May 2013, pp. 266-271.
  10. Poplavsky V.M., Tsiboulya A. M., Khomyakov Yu.S., Matveev V.I., Eliseev V.A., Tsikunov A.G., Vasiljev B.A., Belov S.B., Farakshin M.R. Core Design and Fuel Cycle of Advanced Fast Reactor with Sodium Coolant. Atomic energy, v. 108, no.4, April 2010, pp. 206-211.
  11. Matveev V. I., Khomyakov Y.S. Technical physics sodium fast reactors with sodium coolant. Textbook for high schools. Under the editorship of Prof. interviewer Russian Academy of Sciences V.I. Rachkov. Moscow. Izdatel’skij dom MEI Publ., 2012, pp. 221 – 239 (in Russian).
  12. Eliseev V.А., Malysheva 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.
  13. Bauer A.A., Cybulskis B., Green J.L. Mixed-nitride performance in EBR-II. Proc. of Int.Meeting on Advanced LMFBR Fuels, Tucson, October 10-13, 1977, p. 299.

быстрый натриевый реактор нитридное уран-плутониевое топливо металлическое топливо объемная доля топлива запас реактивности на выгорание