НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ МОДЕЛИРОВАНИЯ ТЕХНОЛОГИИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ НОВЫХ РЕАКТОРОВ НА ОСНОВЕ ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИХ СВОЙСТВ МОКС-ТОПЛИВА

  • Алла Равильевна Белозерова Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов
  • Елена Сергеевна Комарова Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов
  • Борис Феликсович Мельников Самарский государственный университет
  • Светлана Валентиновна Пивнева Тольяттинский государственный университет
Ключевые слова: многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах, нейтронно-физические характеристики, центральный петлевой канал, вертикальный экспериментальный канал, активная зона

Аннотация

К вопросу моделирования технологии проектирования новых реакторов на основе физико-химических свойств МОКС-топлива рассматриваются существующие математические модели для определения расчетных оценок нейтронно-физических и радиационных характеристик основных экспериментальных объемов на примере проектируемого исследовательского реактора на быстрых нейтронах. Эффективное использование МОКС-топлива достигается при сжигании его в реакторах на быстрых нейтронах, а его изготовление возможно путем переработки облученного топлива с энергетических реакторов. Применение МОКС-топлива в существующих реакторах требует значительных изменений (введение большего числа управляющих стержней), но оно будет возможно на полную загрузку в специально спроектированном реакторе МБИР. Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве могут утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами. Для центрального петлевого канала реактора получены оценки средней и максимальной плотности потока нейтронов, аксиальное распределение плотности потока нейтронов, что актуально к вопросу радиационной стойкости материалов, применяемых в современном реакторостроении. Расчетная модель составлена на базе пакета прикладной программы MCU (версия MCU-RR2), реализующей парадигму метода Монте-Карло при розыгрыше траекторий нейтронов и гамма-квантов в трехмерной геометрии для совместного моделирования функционалов потока нейтронов и фотонов в исследовательских ядерных реакторах, на основе оцененных ядерных данных.
Для вертикального экспериментального канала определены зависимости удельной наведенной активности и наведенной активности газообразного азота технического от времени работы реактора в целях обеспечения экономии по затратам на материалы для охлаждения канала, предназначенного для ядерного легирования кремния. Моделирование активации охлаждающей среды проведено средствами математического моделирования кинетики нуклидных превращений по комплексу программ UPM-PREPRO_2007-FENDL-2.0-ENDF/B-VII.0, где PREPRO_2007 – пакет утилит для предварительной обработки ядерных данных в формате ENDF/B.

Биографии авторов

Алла Равильевна Белозерова, Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов
кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник
Елена Сергеевна Комарова, Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов
инженер I категории
Борис Феликсович Мельников, Самарский государственный университет
доктор физико-математических наук, профессор
Светлана Валентиновна Пивнева, Тольяттинский государственный университет
кандидат педагогических наук, доцент, доцент

Литература

Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1987. 408 с.
Markina N.V., Shimansky G.A. TRANS_MU computer code for computation of transmutant formation kinetics in advanced structural materials for fusion reactors // Journal of nuclear materials. 1999. Vol. 271-272. P. 30–34.
ГОСТ Р 8.736-2011. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов измерений. Основные положения. М.: Стандартинформ, 2013. 24 с.
Metropolis N., Ulam S. The Monte Carlo Method // Journal of the American Statistical Association. 1949. Vol. 44. № 247. P. 335–341.
Соболь И.М. Метод Монте-Карло. М.: Наука, 1985. 78 с.
Франк-Каменецкий А.Д. Моделирование траекторий нейтронов при расчёте реакторов методом Монте-Карло. М.: Атомиздат, 1978. 96 c.
Колмогоров А.Н., Фомин С.В. Элементы теории функций и функционального анализа. Изд. 4-е. М.: Наука, 1976. 544 с.
Мандель И.Д. Кластерный анализ. М.: Финансы и статистика, 1988. 176 с.
Грудзевич О.Т., Зеленецкий А.В., Игнатюк А.В., Пащенко А.Б. Библиотека ядерно-физических данных для расчётов активации и трансмутации //Атомная энергия. 1994. Т. 76. № 2. С. 127–130.
Лебедев В.Б. Моделирование структуры данных методами теории решеток // Проблемы информатики в образовании, управлении, экономике и технике: сб. ст. X Междунар. науч.-техн. конф. Пенза: Изд-во ПДЗ, 2010. С. 41–45.
Люгер Д.Ф. Искусственный интеллект: стратегии и методы решения сложных проблем. 4-е изд. М.: Вильямс, 2003. 864 c.
Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1989. 574 с.
Fusion Evaluated Nuclear Data Library. URL: www-nds.iaea.org/fendl/index.html.
Белозёрова А.Р., Пивнева С.В. Об одной математической модели в задаче ядерной трансмутации. Часть II. Результаты вычислительных экспериментов // Вектор науки Тольяттинского государственного университета. 2013. № 3. С. 37–40.
Белозерова А.Р., Мельников Б.Ф. Подход к математическому моделированию трансмутационных процессов в ядерных энергетических установках // Известия высших учебных заведений. Поволжский регион. Физико-математические науки. 2014. № 2. С. 88–100.
Белозерова А.Р., Белозеров С.В. Подход к построению эвристических алгоритмов анализа качества экспериментальных данных по нейтронно-активационным измерениям // Эвристические алгоритмы и распределенные вычисления. 2014. Т. 1. № 4. С. 6–23.
PREPRO 2007. URL: www-nds.iaea.org/ndspub/endf/prepro2007.
ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data // Nuclear Data Sheets. 2011. Vol. 112. № 12. P. 2887–2996.
Конструкционные материалы ядерных реакторов. Ч. 2. Структура, свойства, назначение / под ред. Н.М. Бескоровайного. М.: Атомиздат, 1977. 256 с.
Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. М.: Атомиздат, 1979. 288 с.
Опубликован
2015-06-30
Раздел
Технические науки

Наиболее читаемые статьи этого автора (авторов)

1 2 > >>