Computational modeling of the neutron-physical characteristics of the core of a water-cooled reactor with a variable neutron spectrum

A calculated estimate of the neutron-physical characteristics of a light-water reactor core with a changing neutron spectrum is presented. The software tool DESNA-7 neutron physics module, designed for three-dimensional modelling of the core in a two-group approximation, is used. The calculation of the neutron-physical cross sections is carried out in the software tool SAPHIR-95.1. Fuel assembly models with guide channels for the placement of absorbing elements or mobile displacers is developed forming two cores with the same thermal power and different ways of regulating reactivity: boron and spectral (with partial boron). To compensate the excess reactivity partially, gadolinium fuel rods in the form of Gd₂O₃ with a concentration of 5% by weight are used. Uranium oxide with natural content of U⁵ is used as the material for the displacers. The two methods of displacer extraction are considered: linear displacement during the campaign and complete extraction of displacers (stationary from the beginning of the campaign) on day 326. They do not lead to a significant change in the critical concentration of boric acid. It is shown that the use of spectral regulation makes it possible to reduce the concentration of boric acid in the coolant by 35 percent. It is shown that the reactivity coefficients in terms of temperature of fuel and coolant, and density of coolant increase modulo during the campaign, maintaining their sign. The value of the reactivity coefficient for the concentration of boric acid in the first reactor circuit, depending on the water-uranium ratio, decreases modulo. The maximum value of the axial power peaking factor in the core with spectral regulation is 1.6. The possibility of using absorbing rods placed in the fuel assembly guide channels as emergency protection devices is considered. 

1. Элазака А.И. Методики спектрального регулирования в реакторах с водой под давлением: дис. канд. техн. наук: 05.25.03. Науч. рук. Г.В. Тихомиров. НИЯУ МИФИ. Москва, 2021. 180 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01011075129?ysclid=mbp6hqi9d3231737403 (дата обращения 17.02.2025).

2. Кавун О.Ю., Увакин М.А., Безруков Ю.А., Шарый Н.В. О применении метода сеток для нейтронно-физических расчетов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2024;2:38–47. EDN:SFOYBX. Режим доступа: https://nrcki.ru/files/pdf/VANT-2024-02.pdf (дата обращения: 19.02.2025).

3. Куликов Г.Г., Куликов Е.Г., Шмелев А.Н., Апсэ В.А. Протактиний-231 – новый выгорающий поглотитель нейтронов. Известия вузов: ядерная энергетика. 2017;3:196–197. https://doi.org/10.26583/npe.2017.3.18

4. Куликов Г.Г., Куликов Е.Г., Крючков Э.Ф., Шмелев А.Н. Повышение глубины выгорания топлива легководных реакторов при введении в его состав протактиния 231Pa. Ядерная физика и инжиниринг. 2013;4(4):291–299. https://doi.org/10.1134/S2079562913040088

5. Абу Сондос Махд Абдель Рахман Саламэх. Нейтронно-физические и радиационные характеристики ядерных реакторов типа ВВЭР в удлиненных кампаниях при использовании выгорающих поглотителей: дис. канд. техн. наук: 05.14.03. Науч. рук. В.М. Демин; НИЯУ МИФИ. Москва, 2019. 155 с. Режим доступа: https://ds.mephi.ru/documents/161/%D0%90%D0%B1%D1%83_%D0%A1%D0%BE%D0%BD%D0%B4%D0%BE%D1%81_%D0%9C_%D0%A2%D0%B5%D0%BA%D1%81%D1%82_%D0%B4%D0%B8%D1%81%D1%81%D0%B5%D1%80%D1%82%D0%B0%D1%86%D0%B8%D0%B8.pdf (дата обращения 17.02.2025).

6. Изотопы: свойства, получение, применение. Коллективная монография. Под ред. В.Ю. Баранова. Москва: ИздАТ, 2000. 704 с. Режим доступа: https://elib.biblioatom.ru/text/izotopy_2000/p0/ (дата обращения 19.02.2025).