Исследование запаса реактивности в инновационных реакторах на быстрых нейтронах большой мощности в ЗЯТЦ

doi:10.17223/00213411/64/2-2/8

Эндаумент фонд ТГУ!
Впиши своё имя в историю университета
- Сделать пожертвование -

Add to "Quick Collection"

Description	Size	Format
Исследование запаса реактивности в инновационных реакторах на быстрых нейтронах большой мощности в ЗЯТЦ	404 KB	Adobe Acrobat PDF	Read	Download
DOI Доступ к ресурсу на сайте издателя			10.17223/00213411/64/2-2/8

#быстрые реакторы

#нитридное топливо

#ядерный топливный цикл

#запас реактивности

#равновесные циклы

Title: Исследование запаса реактивности в инновационных реакторах на быстрых нейтронах большой мощности в ЗЯТЦ
Title: Studies on excess reactivity in the large size innovative fast reactors in CNFC
Creator: Головин, Никита Павлович
|
Егоров, Александр Владимирович
|
Родина, Елена Александровна
|
Хомяков, Юрий Сергеевич
Date: 2021
DOI: 10.17223/00213411/64/2-2/8
Description: В рамках проектного направления «Прорыв» в Российской Федерации разрабатывается комплекс технологий замыкания топливного цикла с использованием смешанного (U-Pu-МА) нитридного топлива. Одна из ключевых задач новой технологии – обеспечение такого состава топлива и таких характеристик активных зон с новым топливом, при которых реактор имеет минимальный запас реактивности в процессе кампании. Это должно привести к снижению или исключению риска реактивностных аварий с тяжелыми последствиями. В новой технологии при достижении коэффициента воспроизводства в активной зоне, близкого к единице, возможна реализация равновесного режима, характеризующегося стабильностью как реактивности, так и изотопного состава топлива. Однако реакторная установка (РУ) длительное время (более 10 лет) должна работать в переходном режиме, который требует специальных мер по управлению выбегом реактивности по кампании. Представлены результаты расчетных исследований, показывающие, что использование в топливе стартовых загрузок быстрых реакторов минорных актинидов из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов позволяет улучшить кривую изменения реактивности РУ, приводя к снижению запаса реактивности на выгорание. В работе представлены результаты моделирования полного жизненного цикла быстрого реактора мощностью 1200 МВт, перехода топливной композиции к равновесному составу и изменение нуклидного и изотопного состава ОЯТ в этом процессе.

Relationships: Show Relationship Browser for this Object
collection(s): Журналы ТГУ
Identifier: смотреть в электронном каталоге НБ ТГУ
Type: статьи в журналах
Source: Известия высших учебных заведений. Физика. Приложение. 2021. Т. 64, № 2/2. C. 8-12
Language: rus