Применение ISTAR для решения задач изменения нуклидного состава жидкосолевой топливной композиции

20.12.2024 2024 - №04 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.Ю. Бландинский А.А. Дудников Д.С. Кузенкова С.А. Субботин

https://doi.org/10.26583/npe.2024.4.11

Статья посвящена расчетным возможностям программы ISTAR, которая позволяет перейти от рассмотрения решения нестационарных задач изменения изотопного состава материалов в поле нейтронов и в процессе выдержки, связанных с расчетом конкретных моделей установок, к анализу системных задач, связанных с оценкой равновесных количеств нуклидов, которые могут быть накоплены как в отдельной установке, так и в системе ядерной энергетики. Программа ISTAR предназначена для расчетных исследований сложных структур систем ядерной энергетики, включая различные процессы трансформации нуклидов: ядерные реакторы, хранилища отработавшего топлива, предприятия по переработке и фабрикации топлива и т. п., и потоки нуклидов между ними. Расчеты могут проводиться как для стационарных режимов (состояние равновесия), так и для нестационарных – режимов выгорания и выдержки. В работе приводится описание возможностей программы ISTAR, их демонстрация на примере расчета изменения нуклидного состава в жидкосолевом бланкете термоядерного источника нейтронов. Представлены результаты кросс-верификации в сравнении с расчетами по кодам Serpent и JAR-FR. Приведены результаты моделирования изменения изотопного состава в тестовой задаче с демонстрацией достижения равновесных концентраций.

Ссылки

1. Дудников А.А. Программа моделирования изотопной кинетики в многокомпонентных структурах ядерной энергетики «ISTAR». Свидетельство о государственной регистрации программ для ЭВМ №2020619218, 13.08.2020. URL: https://elibrary.ru/download/elibrary_43889370_67706735.PDF (дата доступа 25.10.2024) EDN: CHWOHW.
2. Chadwick M. B. et al. ENDF/B-VII.0: next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. // Nuclear data sheets. – 2006. – Vol. 107. – No. 12. – PP. 2931–3060. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nds.2006.11.001
3. MacFarlane R.E., Kahler A.C. Methods for Processing ENDF/B-VII with NJOY. // Nuclear Data Sheets. – 2010. – Vol. 111. – No. 12. – PP. 2739 – 2890. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nds.2010.11.001
4. Blandinskiy V.Y., Dudnikov A.A. Calculations of spent fuel isotopic composition for fuel rod from VVER-440 fuel assembly benchmark using several evaluated nuclear data libraries. // Kerntechnik. – 2018. – Vol. 83. – No. 4. – PP. 325 – 330. DOI: https://doi.org/10.3139/124.110917
5. Blandinskiy V. Neutron balance as indicator of long-term resource availability in growing nuclear energy system. // Kerntechnik. – 2017. – Vol. 82. – No. 4. – PP. 468 – 473. DOI: http://dx.doi.org/10.3139/124.110815
6. Blandinskiy V. Efficient introduction of natural uranium and thorium into nuclear energy system. // Kerntechnik. – 2016. – Vol. 81. – No. 4. – PP. 432–436. DOI: http://dx.doi.org/10.3139/124.110708
7. Alekseev P.N., Balanin A.L., Blandinsky V.Yu., Dudnikov A.A., Fomichenko P.A., Nevinitsa V.A., Frolov A.A., Lubina A.S., Sedov A.A., Subbotin A.S. Prospects of subcritical molten salt reactor for minor actinides incineration in closed fuel cycle. // Kerntechnik. – 2015. – Vol. 80. – No. 4. – PP. 389 – 393. DOI: http://dx.doi.org/10.3139/124.110514
8. Blandinskiy V., Alekseev P., Fomichenko P., Frolov A., Lubina A., Nevinitsa V., Sedov A., Stepanov A., Subbotin A., Subbotin S., Zizin M. Concept of Multifunctional Fast Neutron Research Reactor (MBIR) Core with Metal (U-Pu-Zr)-fuel. IAEA-CN245-271, 2018. URL: https://media.superevent.com/documents/20170620/224211987a231e7e256e718e02bf6252/fr17-271.pdf (дата доступа 25.10.2024).
9. Кузенкова Д.С., Бландинский В.Ю. Моделирование изотопной кинетики в системе с циркулирующим топливом на примере петли реактора МБИР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – №. 4. – С. 58 – 66. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.05
10. Capelli E., Beneš O., Beilmann M., Konings R.J.M. Thermodynamic investigation of the LiF – ThF4 system. // The Journal of Chemical Thermodynamics. – 2013. – Vol. 58. – PP. 110–116. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jct.2012.10.013
11. Dwijayanto R.A.P., Oktavian M.R., Putra M.Y.A., Harto A.W. Model Comparison of Passive Compact-Molten Salt Reactor Neutronic Design Using MCNP6 and Serpent-2. // Atom Indonesia. – 2021. – Vol. 47. – No. 3. – PP. 191 – 197. DOI: https://doi.org/10.17146/aij.2021.1122
12. Rykhlevskii A., Bae J.W., Huff K.D. Modeling and simulation of online reprocessing in the thorium-fueled molten salt breeder reactor. // Annals of Nuclear Energy. – 2019. – No. 128. –. PP. 366 – 372. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.01.030
13. Rykhlevskii A., Lindsay A., Kathryn H. Full-core analysis of thorium-fueled Molten Salt Breeder Reactor using the SERPENT 2 Monte Carlo code. // Transactions of the American Nuclear Society. – 2017. – Vol. 117. – PP. 1343–1346. URL: https://pdfs.semanticscholar.org/841b/be1c8725a74ac14c20258fafdc8b65f8ff4e.pdf (дата доступа 25.10.2024).
14. Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JARB для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. // ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. – 1983. – № 8. – С. 37.
15. Ярославцева Л.Н., Зверков Ю.А. Программный комплекс JARFR. Инструкция для пользователя. Отчет ИАЭ, инв. №35/1-201-88. Москва, 1988.
16. Ярославцева Л.Н., Фомиченко П.А., Васильев А.В., Кононова Л.Л. Методы и алгоритмы нейтронно-физического расчета ядерных реакторов в комплексе. Отчет РНЦ «Курчатовский институт», инв. № 90/1-4-95. Москва, 1995.
17. Румянцев А.Н. Прогнозирование безопасности в ядерной энергетике. // Атомная энергия. – 2007. – Том 102. – Вып. 2. – С. 80 – 86.
18. Андрианова Е.А., Бландинский В.Ю., Давиденко В.Д., Кормилицын М.В., Кузенкова Д.С., Субботин С.А. Термоядерный источник нейтронов как часть системы ядерной энергетики. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2023. – № 1. – С. 100 – 113. EDN: BTTOCV. URL: http://nrcki.ru/files/pdf/VANT-2023-01.pdf (дата доступа 25.10.2024).
19. Zwermann W. et al. Uncertainty Analyses with Nuclear Covariance Data in Reactor Core Calculations. Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology, Jeju Island, Korea, April 26 – 30, 2010.
20. Kloos M. SUSA Version 4.0. User’s Guide and Tutorial. GRS-P-5, Rev.1, 2015.

ISTAR термоядерный источник нейтронов ТИН нейтронно-физические характеристики

Ссылка для цитирования статьи: Бландинский В.Ю., Дудников А.А., Кузенкова Д.С., Субботин С.А. Применение ISTAR для решения задач изменения нуклидного состава жидкосолевой топливной композиции. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2024. – № 4. – С. 128-143. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.4.11 .