Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Расчетные исследования эффектов реактивности в тяжелых авариях с учетом процессов кипения натрия, плавления оболочек твэлов и топлива для быстрого натриевого реактора большой мощности

18.05.2026 2026 - №02 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

Е.П. Аверченкова А.А. Перегудов Н.В. Соломонова Л.А. Щекотова Ю.С. Хомяков Ю.В. Чернухина А.В. Волков Ю.Е. Швецов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.16

УДК: 629.039.58

Развитие реакторов на быстрых нейтронах является важным этапом в реализации замкнутого топливного цикла. Проектирование новых и эксплуатация действующих энергоблоков требует детального подхода к обоснованию их безопасности. Важным разделом отчета по обоснованию безопасности любого энергоблока является расчетный анализ аварий, которые могут приводить к тяжелым радиационным последствиям – запроектным авариям. Приведены результаты расчетных исследований эффектов реактивности и их методических составляющих погрешности в тяжелой запроектной аварии, сопровождающейся кипением натрия в активной зоне, плавлением стали и топлива ТВС на быстром реакторе большой мощности с натриевым теплоносителем. В настоящее время практически во всех нейтронно-физических кодах, моделирующих протекание тяжелой аварии в реакторе, используется диффузионный подход к решению уравнения переноса нейтронов. Важно оценить методическую составляющую погрешности, которую дает этот подход. Для этого проведено сравнение эффектов реактивности, полученных с помощью нейтронно-физического модуля МОСТ и программы для ЭВМ MMKKENO, использующих диффузионный метод решения уравнения нейтронов и метод Монте-Карло соответственно. В качестве расчетной модели выбраны две тестовые модели активной зоны быстрого реактора большой мощности с натриевым теплоносителем с загрузкой оксидным и нитридным смешанным уран-плутониевым топливом.

Ссылки

  1. Girault N., Cloarec L., Laborde L., Lebel L., Herranz L., Bandini G., Perez-Martin S., Ammirabile L., Spengler C., Buck M., Fargès B., Poumerouly S. Main outcomes from the JASMIN project: development and validation of ASTEC-Na for severe accident simulation in Na-cooled fast reactors. In Proc. Inter. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg (Russian Federation), June 26–29, 2017, IAEA-CN245-324.
  2. Bubelis E., Tosello A., Pfrang W., Schikorr M., Mikityuk K., Panadero A.-L., Martorell S., Ordóñez J., Seubert A., Lerchl G., Stempniewicz M., Alcaro F., De Geus E., Delmaere T., Poumerouly S., Wallenius J. System codes benchmarking on a low sodium void effect SFR heterogeneous core under ULOF conditions. Nuclear Engineering and Design. 2017;320:325–345. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.06.015
  3. Uchibori A., Sonehara M., Aoyagi M., Takata T., Ohshima H. Development of Integrated Severe Accident Analysis Code, SPECTRA for Sodium-cooled Fast Reactor. In Proc. Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Sustainable Clean Energy for the Future (FR22), Vienna, April 19–22, 2022, IAEA-CN291-21.
  4. Анфимов А.М., Кузнецов Д.В., Кирилов И.Н., Чалый Р.В., Рыжов Н.И., Семенов В.Н., Фокин А.Л. Использование кода СОКРАТ-БН для обоснования проекта БН-1200. В сб. V Межд. научно-техн. конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», Москва, АО «НИКИЭТ», 2018, c. 810–819. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=39545708 (дата обращения 11.04.2025).
  5. Усов Э.В., Бутов А.А., Чухно В.И., Климонов И.А., Кудашов И.Г., Жданов В.С., Прибатурин Н.А., Мосунова Н.А., Стрижов В.Ф. Учет пространственных эффектов при расчете тяжелых аварий с помощью интегрального кода ЕВКЛИД/V2. Атомная энергия. 2019;127(1):3–8. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2580 (дата обращения 15.04.2025).
  6. Перегудов А.А., Соломонова Н.В., Щекотова Л.А., Забродская С.В., Леванова М.В., Перегудова О.О., Бурьевский И.В., Дмитриев Д.В., Аверченкова Е.П. Расчетный анализ тяжелой аварии на АЭС с быстрым реактором с натриевым теплоносителем. Атомная энергия. 2024;136(3–4):83–89. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5377 (дата обращения 11.04.2025).
  7. Raskach K., Volkov A., Lemasson D., Solomonova N., Moryakov A., Yakunin A. 2D and 3D Numerical Investigations of Sodium Boiling in Sodium Cooled Fast Reactor with MOX Fuel and Low Sodium Void Reactivity Effect during Unprotected Loss of Flow Accidents. Nuclear Engineering and Design. 2021;372:110961–110975. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110961
  8. Экспертный совет по аттестации программных средств НЦТ ЯРБ. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ «COREMELT» № 627 от 28.11.2024. URL: https://www.secnrs.ru/expertise/software-review/База_аттестационных_паспортов_июнь_2025.pdf (дата обращения 01.06.2025).
  9. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ «Код для связных расчетов тяжелых аварий для активной зоны реактора на быстрых нейтронах с СНУП топливом с натриевым теплоносителем» (ТАРКОН) № 2023619798 от 16.05.2023. URL: https://new.fips.ru/registers-doc-view/fips_servlet?DB=EVM&DocNumber=2023619798&TypeFile=html (дата обращения 05.04.2025).
  10. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ «Нейтронно-физический модуль для расчета тяжелых аварий в быстрых натриевых реакторах с активной зоной с разными типами топлива» (МОСТ) № 2024610742 от 12.01.2024. URL: https://new.fips.ru/registers-doc-view/fips_servlet?DB=EVM&DocNumber=2024610742&TypeFile=html (дата обращения 05.04.2025).
  11. Усов Э.В., Чухно В.И., Кудашов И.Г., Сычева Т.В. Модель для расчета скорости диссоциации нитридного топлива при высоких температурах. Теплофизика высоких температур. 2020;58(2):238–243. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?doi=10.31857/S0040364420020192 (дата обращения 06.04.2025).
  12. Baranov V.G., Tenishev A.V., Kuzmin R.S., Pokrovskiy S.A., Mikhalchik V.V., Astafyev V.A., Taubin M.L., Solntseva E.S. Thermal stability investigation technique for uranium nitride. Annals of Nuclear Energy. 2016;87(2):784–792. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.09.023
  13. Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программный комплекс CONSYST/ММККENO для расчета ядерных реакторов методом Монте-Карло в многогрупповом приближении с индикатрисами рассеяния в Рn-приближении. Препринт ФЭИ-2887. Обнинск, ГНЦ РФ–ФЭИ, 2001, 27 c.
  14. Белов С.Б., Киселев А.В., Марова Е.В., Фаракшин М.Р., Фролов В.М., Малышева И.В., Перегудов А.А., Семенов М.Ю., Стогов В.Ю., Цибуля А.М., Алексеев П.Н., Бояринов В.Ф., Зизин М.Н., Невиница В.А., Тимошинов А.В., Фомиченко П.А. Результаты верификации программ расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора типа БН-1200. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. 2014;4:66–76. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=22905474 (дата обращения 06.04.2025).
  15. Перегудов А.А., Теплухина Е.С., Цибуля А.М. Методика оценки константных и технологических погрешностей при расчете нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов. В сб. докладов «Научно-практической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2011)». Обнинск, ГНЦ РФ–ФЭИ, 2011, т. 1, с. 213.
  16. 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. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. 1996;1:59–98.

запроектные аварии натриевый теплоноситель эффекты реактивности оценка погрешностей диффузионные коды прецизионные коды аварии МОКС-топливо СНУП-топливо нейтронно-физический расчет методические поправки

Ссылка для цитирования статьи: Аверченкова Е.П., Перегудов А.А., Соломонова Н.В., Щекотова Л.А., Хомяков Ю.С., Чернухина Ю.В., Волков А.В., Швецов Ю.Е. Расчетные исследования эффектов реактивности в тяжелых авариях с учетом процессов кипения натрия, плавления оболочек твэлов и топлива для быстрого натриевого реактора большой мощности. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 2. – С. 238-253. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.16 .

Открыть PDF файл