ИССЛЕДОВАНИЕ СПОСОБОВ ПОВЫШЕНИЯ КВ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С МОХ-ТОПЛИВОМ СТРЕМЯСЬ К МИНИМАЛЬНЫМ ЗНАЧЕНИЯМ НПЭР

В данной работе приведены результаты численных исследований возможности увеличения безопасности путем применения разных видов топлива и топливного сочетания для реакторов БН с натриевым теплоносителем. Целью данной работы является исследование и обнаружение топлива или топливного сочетания с наилучшими технико-экономическими показателями и условиями безопасности для реакторной установки БН-800, которое позволит улучшить не только экономические показатели, но и эффективность всего предреакторного цикла. Так как со временем во всем мире обостряются проблемы, связанные с уменьшением количества 235U, которые приводят к повышению его цены и увеличению количества, накопленного Pu, который в начальном времени был получен в рамках военной промышленности. На сегодняшний день от переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР и РБМК уже возникает необходимость искать пути, которые будут направлены на компенсирование этих явлений с приоритетом надежной и безопасной эксплуатации ядерной установки. Как показатель надежной и безопасной эксплуатации ЯЭУ, в рассмотренном случае является НПЭР (Натриевый Пустотный Эффект Реактивности). Получение высоких значений этой величины приводит к снижению безопасной эксплуатации ЯЭУ и заставляет искать не только пути повышение КВ, но и пути, которые приведут к получению минимальных значений НПЭР с максимальным КВ. В расчетах, направленных на уменьшение НПЭР минимальным значением КВ принято считать КВ ≥ 0,95. В работе рассмотрены влияние нескольких важнейших факторов на эксплуатационные характеристики реактора и на экономические показатели. Этими факторами являются использование разных видов топлива и топливных сочетаний, геометрические размеры реактора, распределение обогащенного топлива в активной зоне, а также изменение удельного объема топлива в разрешенных пределах. Рассмотрев влияние геометрических размеров на НПЭР, был изменен размер активной зоны за счет изменения удельного тепловыделения и объемной доли топлива. В активную зону введено топливо, ядра которого можно сказать не имеют спектральную зависимость от количества натрия. Исследования проводились на базе программного комплекса Time26 и N3D. Так же для расчетов использовались программы Excel и Mathcad. 

1. Кузнецов, И. А. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / И. А. Кузнецов, В. М. Поплавский. – Москва : ИздАт, 2012. – 632 c.

2. Ашурко, Ю. М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности / Ю. М. Ашурко, К. А. Андреева, И. В. Бурьевский, А. В. Волков, В. А. Елисеев [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 3. – С. 5-14.

3. Matveev, V. I, Chebescov, A. N., Cerny, V. A. Studies, development and justification of core with zero sodium void reactivity effect of the BN-800 reactor. International Topical Meeting, Obninsk, Russia, Oct. 37, 1994. Proceedings Volume 1. P. 145-159.

4. Поплавский, В. М. Исследование влияния пустотного эффекта реактивности на техникоэкономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора / В. М. Поплавский, В. И. Матвеев, В. А. Елисеев // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. Вып. 4. С. 230-235.

5. Ринейский, А. А. Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 / А. А. Ринейский // Атомные стратеги. – 2006. – № 23. – С. 49-60

6. Апсэ, В. А. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок / В. А. Апсэ, А. Н. Шмелев. – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – 63 С.

7. Калин, Б. А. Ядерные топливные материалы / Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов, Я. И. Штромбах // – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – Т. 6, ч. 2. – 672 C.

8. Kannan, I. Power Reactors. NPTEL, Mechanical Engineering. – URL: https://nptel.ac.in/courses/112101007/1 (the date of circulation: 04/27/2019).

9. Дементьев, Б. А. Ядерные энергетические реакторы / Б. А. Дементьев. – Москва : Энергоатомиздат, 1984. – 280 С.

10. Kuzmin, A. V., YurkovЮ, M. M. Thermal conductivity coefficient UO2 of theoretical density and regular stoichiometry : Thermophysical Basis of Energy Technologies. MATEC Web of Conferences. Tomsk, Jan. 2017

11. Орлов, В. В. Реакторы на быстрых нейтронах / В.В. Орлов // Атомная энергия. – 1976. – Т. 36 – С. 343-354.

12. Hummel, H. H, Okrent, D. Reactivity Coefficients in Large Fast Power Reactors. – American Nuclear Society. 1970. 386 P.

13. Уолтер, А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах /А. Уолтер, А. Рейнольдс. – Москва : Энергоатомиздат, 1986. – 623 с.

14. Николаев М. Н. Плутоний / М. Н. Николаев // Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского. – URL: www.ippe.ru/libr/pdf/94pu.pdf (дата обращения: 27.04.2019).