Работы автора

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МИНОРНЫХ АКТИНИДОВ В КАЧЕСТВЕ ВЫГОРАЮЩИХ ПОГЛОТИТЕЛЕЙ В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ (2024)

Приведены теоретические и расчетные исследования возможности применения минорных актинидов в качестве выгорающих поглотителей в реакторах на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах работают не только как производство электрической и тепловой энергии и эффективное увеличение топливных ресурсов, но и утилизация запасов минорных актинидов. Для исследований использовали Am с разным нуклидным составом и Np-237. В расчетных исследованиях рассматривалось урановое и МОКС-топливо с использованием разных количеств, учитывающих окиси Am и Np. Оценено влияние спектральных эффектов на разные виды и количества, измеренные в урановом и МОКС-топливо для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Проведено сравнение топлива по эффективности выжигания минорных актинидов Am и Np. В работе исследуются размеры экономии урана и плутония при добавлении в топливо Am или Np-237. Видно, что в вариантах без зависимости Am или Np расход урана увеличивается. Таким образом, можно говорить о получении дополнительной энергии и электрической энергии при выжигании долгоживущих высокоактивных отходов Am-241 и Np-237 в ядерных реакторах. Показано, что америций, содержащихся в качестве добавки в МОКС или уранового топлива в реакторе на быстрых нейтронах, позволяет не только снизить начальный запас реактивности, но и продлить срок существования реактора.

Издание: ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. СЕРИЯ: ЯДЕРНЫЕ КОНСТАНТЫ
Выпуск: № 4 (2024)
Автор(ы): КОЛЕСОВ В. В., Коробейников В. В., ИСАНОВ К. А., Пупко Л. П.
Сохранить в закладках
ВЕРИФИКАЦИЯ РАСЧЕТНЫХ ПОДХОДОВ К ПЛАНИРОВАНИЮ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО МОДЕЛИРОВАНИЮ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ВВЭР-С НА СТЕНДЕ БФС-1 (2024)

Работа посвящена расчетному моделированию с использованием ПК Serpent и MCNP5 экспериментальных конфигураций сборок стенда БФС с центральной легководной вставкой (БФС-93) и без нее (БФС-57 и БФС-59). Данное моделирование необходимо, с одной стороны, для верификации программных комплексов для расчета реактора ВВЭР-С. С другой стороны - для верификации расчетных подходов, необходимость проведения которой связана с возрастающей потребностью в расчетном планировании экспериментов, предшествующих экспериментальному моделированию реактора ВВЭР-С на стенде БФС, и анализе результатов. Это связано с тем, что в основе работы реактора ВВЭР-С лежат новые физические принципы: возможность воздействовать на реактивность путем изменения водо-топливного отношения и, соответственно, спектра нейтронов в активной зоне. Другой особенностью моделируемого реактора является применение в его загрузке уран-плутониевого топлива с использование плутония из ОЯТ ВВЭР, которое обуславливает несколько более жесткий, по сравнению с урановым топливом, спектр нейтронов, формирование которого происходит путем реализации сложной совокупности физических процессов. В работе проведен расчетный анализ следующих экспериментов: расчеты на критичность, аксиальное и радиальное распределения энерговыделения, спектральные индексы и аксиальное распределение скоростей реакций деления в измерительном канале. Расчетный анализ данных экспериментов расширяет верификационный базис, а полученные результаты могут быть использованы для верификации программных средств, аттестация которых планируется применительно к расчетам реактора ВВЭР-С. Разработка программы исследований потребовала выполнения значительного количества нейтронно-физических расчетов, при этом для них выбраны те экспериментальные конфигурации критических сборок, которые наиболее близко отражают физические и спектральные эффекты, а также топливные составы.

Издание: ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. СЕРИЯ: ЯДЕРНЫЕ КОНСТАНТЫ
Выпуск: № 4 (2024)
Автор(ы): КУЗЕНКОВА Д. С., Лапин Антон Сергеевич, Внуков Руслан Адхамович, КАШИРИНА В. Е., КОТОВ Я. А., НЕВИНИЦА В. А., БЛАНДИНСКИЙ В. Ю., КОЛЕСОВ В. В., ФОМИЧЕНКО П. А., БОБРОВ Е. А., ОСИПОВ А. М., МИХАЙЛОВ Г. М., ШАГИНЯН Р. А., ЖУКОВ А. М., КОРОБЕЙНИКОВА Л. В., ГУЛЕВИЧ А. В., ЕЛИСЕЕВ В. А., СТОГОВ В. Ю., БЕДНЯКОВ С. М., ИЗОТОВ В. В., ПРИЩЕПА В. В.
Сохранить в закладках