Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции

23.10.2015 2015 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

И.В. Шаманин С.В. Беденко Ю.Б. Чертков И.М. Губайдулин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.13

УДК: 621.039.5

Проводимые в России научные исследования по реализации новой технологической платформы опираются на идеи расширенного воспроизводства топлива в замкнутом топливном цикле и физические принципы реакторов на быстрых нейтронах. Под новую технологическую платформу подпадают также инновационные проекты реакторных установок малой мощности. Перспективным направлением в этой сфере развития ядерной энергетики являются высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные реакторы с ториевым топливом, обладающие свойствами транспортабельности, заводским изготовлением, малым временем монтажа и способностью работать длительное время без перегрузки. Именно такие маломощные ядерные реакторы, доведенные до коммерческого конкурентоспособного уровня, должны составить основу региональной энергетики России. Цель работы – разработка концепции ториевой маломощной безопасной ядерной энергетической установки на основе топливного блока унифицированной конструкции.

Исследования и численные эксперименты выполнены с привлечением верифицированных расчетных кодов программ серии MCU-5, современных библиотек оцененных ядерных данных (ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1.1, JENDL-4.0, РОСФОНД, БРОНД, БНАБ и др.) и многогрупповых приближений.

В работе проведен анализ информационных материалов об использовании тория как топливного элемента в реакторных установках нового поколения и его дальнейших перспективах. Представлены результаты первого этапа нейтронно-физических исследований 3D-модели высокотемпературной газоохлаждаемой ториевой реакторной установки на основе топливного блока унифицированной конструкции. Расчетная 3D-модель разработана с использованием кода программ серии MCU-5. По результатам сравнений нейтронно-физических характеристик рассматриваемых вариантов выбрано несколько оптимальных компоновок активной зоны реактора, ориентированных на создание малых модульных ядерных энергетических установок мощностью до 60 МВт. Для выбранных компоновок активной зоны приведены результаты расчетов запаса реактивности реактора, распределение потока нейтронов и энерговыделения.

Ссылки

  1. Орлов В.В., Филин А.И., Смирнов В.С. и др. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики – М.: Наука. – 2001. – 221 с.
  2. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Белозеров В.И. Реакторы с тяжелым теплоносителем и некоторые теплогидравлические данные для них // Ядерная энергетика. – 2011. – № 3. – С. 100-112.
  3. Kiryushin A.I., Kodochigov N.G., Kuzavkov N.G. Project of the GM-MHR high-temperature helium reactor with gas turbine // Nuclear Engineering and Design. – 1997. –V. 173. – PP. 119-129.
  4. Ponomarev-Stepnoy N.N., Abrosimov N.G., Vasyaev A.V. et al. Similarity of high-temperature gas-cooled reactor technologies and designs in Russia and USA // Atomic Energy. – 2010. – V. 108. –№. 2. –PP. 89-96.
  5. Ponomarev-Stepnoy N., Kodochigov N., Sukharev Yu. et al. Neutronic Features of the GT-MHR Reactor// Nuclear Engineering and Design. – 2003. – V. 222. –PP. 161-171.
  6. Seker V., Сolak U. HTR-10 full core first criticality analysis with MCNP // Nuclear Engineering and Design. – 2003. –V.222. – PP. 263-270.
  7. Stainsby R., Peers K., Mitchell C. Gas cooled fast reactor research in Europe // Nuclear Engineering and Design. – 2011. – V. 241. – № 2. – PP. 3481-3489.
  8. Fu M., Liang T., Tang Y. Preparation of UO2 kernel for HTR-10 fuel element // Nuclear Science and Technology. – 2004. – V. 41, – №. 9. – P. 943-948.
  9. Lee W.J., Kim Y.W., Chang J. Perspectives of nuclear heat and hydrogen // Nuclear Engineering and Technology. – 2009. – V. 41. – №. 4. – PP. 412-426.
  10. Shamanin I.V., Ukhov A.A., Rutten H.J., Haas K.A., Sherer W. The Use of (Th, U, Pu)O2 Fuel in a Water Water Energy Reactor: Physics and Fuel Cycle Simulation by means of the V.S.O.P. (97) Computer Code // Forschungs zentrum Julich. FZJ –ISR – IB – 11999. – 40 p.
  11. Шаманин И.В. Следствия, вызванные отличиями структур резонансной области поглощения ядер 238Uи 232Th // Альтернативная энергетика и экология. – 2006. – № 11 (43). – С. 47-53.
  12. Shamanin I., Bedenko S., Gubaydulin I. Advantages of Thorium Nuclear Fuel for Thermal-Neutron Reactors // Advanced Materials Research. – 2015. – V. 1084. – PP. 275-279.
  13. Allelein H.J., Kania M.J., Nabielek H., Verfondern K. Thorium fuel performance assessment in HTRs // Nuclear Engineering and Design. – 2014. – V. 217. – PP. 166-170.
  14. Kania M.J., Nabielek H., Verfondern K. Testing of HTR UO2 TRISO fuels in AVR and in material test reactors // Journal of Nuclear Materials. –2013. – V. 441. – №.1-3. – PP. 545-562.
  15. Nabielek H., Kьhnlein W., Schenk W. Development of advanced HTR fuel elements // Nuclear Engineering and Design. –1990. – V. 121. – №. 2. – PP. 199-210.
  16. Проект MCU. Моделирование процесса переноса частиц методом Монте-Карло. URL: http://mcuproject.ru/rinfo.html (дата обращения: 01.04.2015).
  17. Пономарев-Степной Н.Н., Гуревич М.И, Носов В.И. и др. Оцененные бенчмарк-эксперименты на критических сборках, моделирующие особенности ВТГР на стенде АСТРА // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2009. – Вып. 2. – С. 75-95.

торий газоохлаждаемый ядерный реактор топливный блок унифицированной конструкции расчетная 3D-модель