Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом

25.09.2023 2023 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

В.В. Семишин

https://doi.org/10.26583/npe.2023.3.03

В рамках исследования нейтронно-физических характеристик концептуального газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с пониженным объемным энерговыделением топлива в активной зоне и пониженным давлением теплоносителя в первом контуре выполнена оценка возможности функционирования и ядерной безопасности при использовании различных видов топлива. Показана возможность повторного использования в данном реакторе отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов типа ВВЭР-1000, составляющих основу реакторного парка РФ, и вовлечения нарабатываемого на тепловых реакторах плутония в топливный цикл рассматриваемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. Исследования топливных кампаний проводились для нескольких видов топлива: свежий обогащенный диоксид урана; РЕМИКС-топливо, дообогащенное ураном-235; отвальный уран, дообогащенный смесью изотопов плутония, извлеченных из ОЯТ реакторов типа ВВЭР.

Ссылки

1. Муравьев Е.В. Актуальность замыкания ядерного топливного цикла // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. – Вып. 6. – С. 334-342.
2. Darilek, P., & Zajac, R. ALLEGRO – introduction to GFR. //Proc. of the twenty-first symposium of atomic energy research on WWER physics and reactor safety, (p. 700). Hungary: Kiadja and KFKI Atomenergia Kutatointezet., 2011.
3. Hatala, Branislav. Gas Cooled Fast Reactor. 13th GIF-IAEA Interface Meeting Presentations, (p. v). International Atomic Energy Agency (IAEA) 2019.
4. Кавун О.Ю., А.М. Лифшиц, Семишин В.В. Концепция газоохлаждаемого внутренне безопасного ядерного реактора на быстрых нейтронах. // Автоматизация и IT в энергетике. – 2021. – № 4(141). – С. 12-23.
5. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Расчетное исследование теплогидравлических характеристик ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого CO2 Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика – 2022) / Сб. тез. докл. на научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика – 2022)», 14 – 16 сентября 2022, г. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ. – Обнинск, АО «ГНЦ РФ–ФЭИ», 2022. – 168 с. ISBN 978-5-907108-39-4.
6. Тебин В.В., Обухов В.В, Сергеев В.К., Иванов А.С. Проект пакета программ САПФИР для решения задач расчета ячейки реактора // ВАНТ сер. ФиТЯР. – 1985. – Вып. 4. – С. 68–71.
7. САПФИР_95.1 с библиотекой констант БНАБ-78/С-95. Паспорт №205 от 15.12.05.
8. Кавун О. Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе «РАДУГА-ЭУ» // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. Вып. 2. М., 1999.
9. Кавун О.Ю., Кавун В.О., Семишин В.В. Разработка многогрупповой физической модели для моделирования динамики активной зоны РУ типа БН на основе ПС Rainbow-TPP / Материалы научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики», 27-29 ноября 2019 г., Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ. Электронный ресурс https://www.ippe.ru/images/science_info/conference/neutron2019/presentation/section6/Kavun-multi-group-physical-model-dynamics-active-zone.pdf?ysclid=lle0itt3j3500712523 (дата доступа 16.02.2023).
10. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Исследование возможности замыкания топливного цикла для реактора ВВЭР-1000. Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики: тезисы докладов научно-технической конференции, 27-29 ноября 2019 г., Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ. 2019, 108 с. ISBN 978-5-907108-18-9.
11. Бабушкин С.В., Васильев Б.А., Васяев А.В., Воронцов В.Е., Душев С.А., Зверев Д.Л., Кирюшин А.И., Марова Е.В., Седаков В.Ю., Староверов А.И., Тимофеев А.В., Шепелев С.Ф. Реакторные установки с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем для двухкомпонентной ядерной энергетики // Атомная энергия. – 2020. – Т. 129. – Вып. 1. – С. 20–29.
12. Клинов Д.А., Гулевич А.В., Елисеев В.А., Бурьевский И.В., Гурская О.С, Троянов В.М, Мерьо К., Лемассон Д., Велардо Э., Камарка Н. Корректировка изотопного состава плутония с помощью быстрых реакторов // Атомная энергия. – 2020. – Т. 129. – Вып. 5. – С. 265–272.
13. Гулевич А.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Крячко М.В., Першуков В.А., Троянов В.М. Возможность выжигания америция в быстрых реакторах // Атомная энергия. – 2020. – Т. 128. – Вып. 2. – С. 82–87.
14. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Работнов Н.С. Замыкание ядерного топливного цикла: баланс актиноидов и безопасность // Атомная энергия. – 1996. – Т. 81. – Вып. 2 – С. 123–128.
15. Кащеев В.А., Шадрин А.Ю., Рыкованов Г.Н., Дырда Н.Д., Макеева И.Р., Хмельницкий Д.В., Алексеев П.Н. Объем радиоактивных отходов от переработки облученного ядерного топлива ВВЭР–1000 и варианты фракционирования // Атомная энергия. – 2019 – Т. 127. – Вып. 2. – С. 82–87.

нейтронно-физический расчет Десна САПФИР быстрые нейтроны повторное использование топлива РЕМИКС двухкомпонентная ядерная энергетика плутоний

Ссылка для цитирования статьи: Семишин В.В. Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 3. – С. 31-44. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.3.03 .