О возможности использования нитридного и металлического топлива в активной зоне реактора МБИР

28.03.2016 2016 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

В.А. Елисеев Л.В. Коробейникова П.А. Маслов И.В. Малышева В.И. Матвеев И.В. Деменева

https://doi.org/10.26583/npe.2016.2.11

МБИР – это многоцелевой быстрый исследовательский реактор с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 150 МВт, предназначенный для широкого круга экспериментальных исследований по различным направлениям – ресурсных испытаний и отработки режимов эксплуатации перспективных видов топлива, твэлов, ПЭЛ, ТВС, радиационных испытаний перспективных конструкционных материалов, наработки изотопов различного назначения и т.д. [1, 2]. Поэтому одним из основных требований к этому реактору является высокая плотность потока нейтронов (не менее 5⋅10¹⁵ н/см²с), которая зависит от вида используемого топлива.

В качестве штатного топлива РУ МБИР в настоящее время принято вибро-уплотненное МОКС-топливо с массовым содержанием плутония ~38%. Возможности использования в этом реакторе альтернативных видов топлива высокой плотности представляются перспективными для будущей широкомасштабной ядерной энергетики. Наиболее интересными для перспективных быстрых реакторов являются смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, а также смешанное металлическое топливо (тройной сплав уран-плутоний-цирконий).

Исследования реактора МБИР на перспективных плотных видах топлива показали, что нитридное топливо не позволяет получить требуемую величину плотности нейтронного потока; металлическое топливо обеспечивает требуемую величину потока (практически как на МОКС-топливе) и высокую скорость набора повреждающей дозы, но требует изменения температурных условий облучений. Также раскрыты нейтронно-физические особенности этих видов топлива в сравнении со штатным МОКС-топливом.

Ссылки

1. Жемков И.Ю., Ижутов А.Л., Новоселов А.Е., Погляд Н.С., Святкин М.Н. Экспериментальные исследования в БОР-60 и анализ возможности их продолжения в МБИР. // Атомная энергия. – 2014. – Т. 116. – Вып. 5. – С. 280-283.
2. Тузов А.А., Гулевич А.В., Кочетков Л.А., Третьяков И.Т., Лукасевич И.Б., Звир А.И., Ижутов А.Л., Леонтьева-Смирнова М.В., Целищев А.В. Перспективные задачи МБИР в обоснование характеристик ЯЭУ нового поколения и его экспериментальные возможности // Атомная энергия. – 2015. – Т. 119. – Вып. 1. - С. 29-34.
3. Беззубцев В.С., Емельянов В.С., Адамов Е.О. Инновационный проект АЭС с реактором БРЕСТ и пристанционным топливным циклом / Труды II Научной конференции Минатома России «Атомная энергетика. Состояние и перспективы», Москва, 05 июля 2002. – С. 85.
4. 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, май 2013. – С. 266-271.
5. Адамов Е.О., Забудько Л.М., Матвеев В.И., Рачков В.И., Троянов В.М., Хомяков Ю.С., Леонов В.Н. Сравнительный анализ преимуществ и недостатков использования металлического и нитридного смешанного уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах. // Известия Российской академии наук. Энергетика. – 2015. – №2. – С. 3-15.
6. Забудько Л.М., Мамаев Л.И., Труфанов А.А. Анализ расчетных и экспериментальных данных с целью возможного определения причин разгерметизации твэлов с нитридным топливом реактора БР-10 / Сборник докладов VII Российской конференции по реакторному материаловедению. – Димитровград: НИИАР, 8-12 сентября 2003 г. - С.102.
7. Crawford D. C, Porter D.L., Hayes S.L. Fuels for sodium-cooled fast reactors: US perspective //Journal of Nuclear Materials. – 2007. – Vol. 371. – PP. 202-231.
8. Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors. IAEA Nuclear Energy Series. – 2011. – № NF-T-4.1.
9. Fast Reactor Database: 2006 Update. IAEA – TECDOC-1531.
10. Серегин А.С., Кислицина Т.С., Цибуля А.М. Аннотация комплекса программ TRIGEX.04: препринт ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». -2846. - Обнинск, 2000.
11. ММКК. Аттестационный паспорт программного средства рег. № 314 от 09.10.2012.
12. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ 93 // ВАНТ, сер. Ядерные константы. - 1995.- Вып. 1.
13. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения. Препринт ФЭИ-2828. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2000.
14. Забудько Л.М. Опыт эксплуатации и проблемы расчетного обоснования плотных видов топлива. В сб. «Актуальные проблемы разработки и производства ядерного топлива», 08–11 ноября 2010. – М.: МИФИ, 2010. -С.138-159.
15. Черный В.А., Деменева И.В., Стогов В.Ю. Расчетные исследования для обоснования повышения плотности потока нейтронов реактора МБИР. / В сб. «Безопасность исследовательских ядерных установок», 26–30 мая 2014. – Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2014. – С.35-36.
16. Черный В.А., Кочетков Л.А., Бурьевский И.В., Стогов В.Ю. Повышение плотности потока нейтронов в многоцелевом быстром исследовательском реакторе // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – №3. – С. 117-123.
17. Клинов А.В. О целесообразности и технической возможности повышения плотности потока нейтронов в исследовательских реакторах. /Обзор. – Димитровград: ФГУП «ГНЦ НИИАР», 2003.
18. Зайко И.В., Левченко М.О., Лопаткин А.В. Нейтронно-физические особенности активной зоны МБИР // Атомная энергия. – 2013. – Т. 114. – №4. – С. 188-191.

МБИР металлическое топливо нитридное топливо МОКС-топливо максимальная плотность потока нейтронов

Ссылка для цитирования статьи: Елисеев В.А., Коробейникова Л.В., Маслов П.А., Малышева И.В., Матвеев В.И., Деменева И.В. О возможности использования нитридного и металлического топлива в активной зоне реактора МБИР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 2. – С. 112-120. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.2.11 .