Архив статей журнала
Представлены результаты расчетов накопления и трансмутации актиноидов в процессе работы теплового реактора c уран-плутониевым МОКС-топливом. Целью является исследование неопределенности при расчетах выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием различных программных комплексов, базирующихся на единой базе ядерных констант. Исследования выполнены на примере расчетов выгорания тестовой модели тепловыделяющего элемента инновационного реактора с регулируемым спектром нейтронов с МОКС-топливом. Расчеты выполнены с использованием программных комплексов MCNP5 и WIMS-D5.Полученные результаты с помощью MCNP5 и WIMS-D5 проанализированы и сопоставлены между собой. В расчетах использованы библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Для программы MCNP5 файлы данных были переработаны в формат АСЕ, а для WIMS-D5 представлены в различных энергетических разбивках в 69-ти и 172-х группах. Расчеты выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием программы MCNP5 проведены в комплексе c модулями расчета изотопной кинетики ORIGEN2 и CINDER90. При этом использовались различные библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Проведенные расчеты по MCNP5 c модулями ORIGEN2 и CINDER90 показали их согласованность. Для программы WIMS-D5 в сравнении с расчетами по MCNP5 показано, что более надежными являются результаты, полученные в 172-х группах.
Приводятся результаты сравнения расчетных данных с показаниями приборов контроля течи воды в натрий и гидродинамических параметров во втором натриевом контуре, наблюдавшихся во время инцидента с течью воды в натрий в модуле основного пароперегревателя (ОП) РУ БН-600 19 января 1982 г. Расчеты выполнялись с помощью двух кодов, предназначенных для анализа эффективности системы контроля межконтурной неплотности парогенератора при малых течах (SLEAK) и системы защиты парогенератора и второго контура от превышения давления при больших течах (LLEAK-3C 1.0). Использование двух расчетных кодов позволило смоделировать работу системы защиты парогенератора БН-600 при течи в парогенераторе с учетом ее эволюции.
Результаты расчетного моделирования реального инцидента на РУ БН-600 подтверждают адекватность физико-математических моделей, реализованных в кодах SLEAK и LLEAK-3C 1.0.
Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.