Моделирование топливного цикла реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем

08.12.2021 2021 - №04 Топливный цикл и радиоактивные отходы

А.В. Баловнев В.К. Давыдов А.П. Жирнов А.В. Моисеев Е.О. Солдатов

https://doi.org/10.26583/npe.2021.4.06

Развитие атомной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах неразрывно связано с реализацией замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). В связи с этим актуальной задачей является моделирование стадий топливного цикла с одновременным исследованием нейтронно-физических характеристик активной зоны. Проектирование реактора для работы в режиме ЗЯТЦ невозможно без использования верифицированных и аттестованных для расчета быстрых реакторов программных средств, способных моделировать все этапы работы реакторной установки и топливного цикла. Для расчетов использовался программный комплекс FACT-BR, который обладает всеми необходимыми возможностями для моделирования эксплуатации реактора в режиме ЗЯТЦ с учётом этапов хранения и рефабрикации топлива. Представлена методика моделирования топливного цикла, реализованная для эксплуатации быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем. С применением данной методики проведено моделирование замкнутого ядерного топливного цикла реакторов БРЕСТ-ОД-300 и БР-1200 на полный срок эксплуатации. Описаны сценарии, при которых проводился расчет выгорания реакторных установок. В рассматриваемых сценариях принято, что выгрузка топлива в конце микрокампании осуществляется по максимальному выгоранию. В ходе расчетного моделирования определены диапазоны изменения плотности и обогащения топлива, запаса реактивности, коэффициента воспроизводства и изотопного состава плутония.

Ссылки

1. 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. – С. 185-194. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-021-00731-w .
2. Rachkov V.I., Adamov E.O., Lopatkin A.V., Pershukov V.A., Troyanov V.M. Fast Reactor Development Programm in the Russian Federation (FR 13). / Proc. of the IAEA Conf. “Fast Reactors and related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios”. – Paris, France. – March 4, 2013. – PP. 93-102.
3. Adamov E.O., Filin A.I., Orlov V.V. Nuclear power development on the basis of new nuclear reactor and fuel cycle concepts. / In: IAEA. Conf. on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power. – Vienna. – June 23-26, 2003. Report IAEA-CN-108/32. – PP. 243-257.
4. Баловнев А.В., Давыдов В.К., Жирнов А.П., Иванюта А.Н., Моисеев А.В., Солдатов Е.О., Юферева В.А. Система кодов для физического проектирования реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2020. – № 3. – С. 30-38.
5. Экспертный совет по аттестации программных средств при Ростехнадзоре. Аттестационный паспорт программного средства «FACT-BR» (версия 1.1), № 433 от 27.02.2018.
6. Мантуров Г.Н. Система кодов и констант для расчетов быстрых реакторов и оценки погрешностей // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2017. – № 1. – С. 115-128.
7. Головко Ю.Е., Кощеев В.Н., Ломаков Г.Б., Мантуров Г.Н., Рожихин Е.В., Семенов M.Ю., Цибуля A.М., Якунин А.А. Верификация современной версии констант БНАБ и программы подготовки CONSYST в расчетах критичности // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 2. – С. 99-108. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.11 .
8. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 1996. – № 1. С. 59-98.
9. Экспертный совет по аттестации программных средств при Ростехнадзоре. Аттестационный паспорт программного средства «MCU-BR с библиотекой констант MDBBR50», № 405 от 08.12.2016.
10. Баловнев А.В., Жирнов А.П., Моисеев А.В., Солдатов Е.О. Оптимизация частичных перегрузок в активной зоне реакторной установки БР-1200. // Сб. докл. конф. молодых специалистов «Инновации в атомной технике» (1-3 октября 2019). – М.: АО НИКИЭТ, 2019. – С. 107-109.
11. Васюхно В.П., Колмогорцев А.В., Моисеев А.В., Точеный Л.В., Смирнов В.С. Характеристики рециклируемого топлива РУ БРЕСТ-ОД-300 при различных сценариях ЗЯТЦ. // ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. – 2016. – № 36. – С. 22-29.

реактор на быстрых нейтронах топливный цикл свинцовый теплоноситель моделирование FACT-BR

Ссылка для цитирования статьи: Баловнев А.В., Давыдов В.К., Жирнов А.П., Моисеев А.В., Солдатов Е.О. Моделирование топливного цикла реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2021. – № 4. – С. 66-75. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.4.06 .