Ториевая реакторная установка малой мощности, работающая в сверхдлинной кампании

Bibliographic Details
Parent link:	Известия вузов. Ядерная энергетика.— , 1993- № 2.— 2016.— [С. 121-132]
Main Author:	Шаманин И. В. Игорь Владимирович
Corporate Author:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Other Authors:	Чертков Ю. Б. Юрий Борисович, Беденко С. В. Сергей Владимирович
Summary:	Заглавие с экрана В численных экспериментах, выполненных в Институте безопасности и реакторных технологий (ISR-2) научного центра Forschungszentrum Julich (Германия, г. Юлих, 1998 - 1999 гг.), было установлено, что отношение объема замедлителя к объему топлива, при котором резонансное поглощение нейтронов минимально, для торий-плутониевой топливной композиции значительно превосходит таковое для урановой топливной композиции при равных концентрациях делящихся нуклидов. Это позволило определить геометрию загрузки активной зоны и состав торий-плутониевого топлива, обеспечивающие возможность организации сверхдлинных кампаний в реакторе типа ВВЭР. В работе такая возможность показана для высокотемпературной ториевой реакторной установки мощностью 60 МВт, где отношение объема замедлителя к объему резонансного поглотителя находится в интервале (45 - 60). Именно такие реакторные установки малой мощности могут составить основу региональной энергетики России. Цель работы - исследование нейтронно-физических характеристик ториевой реакторной установки малой мощности с топливными блоками и топливными таблетками разных конфигураций для выбора конструкции активной зоны и ее загрузки, обеспечивающих оптимальное использование в ней тория и получение максимально возможной энерговыработки в сверх-длинной кампании. Исследования и численные эксперименты выполнены с привлечением верифицированных расчетных кодов программ MCU5 [1] и WIMSD5B [2], современных библиотек оцененных ядерных данных (ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1.1, JENDL-4.0, РОСФОНД, БРОНД, БНАБ [3, 4] и др.) и многогрупповых приближений. Ториевая реакторная установка предложенной конструкции является установкой на быстрых и промежуточных нейтронах. Результаты расчетов позволяют утверждать, что установка с предложенными конфигурацией топливного блока и топливной таблетки, а также составом ядерного топлива может проработать не менее 3500 эффективных суток на мощности 60 МВт. It was established in numerical experiments conducted at the Institute for Safety Research and Reactor Technologies (ISR-2) of the research center Forschungszentrum Julich (1998 - 1999) that thorium-plutonium fuel composition ensures due to the presence of anomaly in the dependence of resonance neutron absorption on the ratio of moderator volume to fuel volume the possibility to organize super-long duration of fuel residence in the cores of VVER-type reactors. Such possibility was demonstrated in the present study for high-temperature thorium-loaded reactor installation with 60 MW power. In this case the ratio of moderator volume to the volume of resonance absorber in the reactor core is within the interval of (45 - 60). It is specifically such type of low-power reactor installations that may constitute the basis of regional power generation in Russia. The purpose of the study was to investigate the neutronics characteristics of thorium-loaded low-power reactor installation with fuel blocks and fuel pellets with different configurations in order to select the reactor core design and the core fuel load ensuring optimal utilization of thorium in it and obtaining maximum possible generation of energy in the course of super-long fuel residence in the core. Implemented studies and numerical experiments were performed using verified computation codes included in the MCU5 and WIMSD5B software packages, updated libraries of evaluated nuclear data (ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1.1, JENDL-4.0, ROSFOND, BROND, ABBA and others) and multi-group approximations. It was established that thorium-loaded reactor installation with suggested design is the installation operated with fast and intermediate neutrons. Results of calculation allow making the conclusion that reactor installation with suggested configuration of the fuel block and the fuel pellet, as well as with the fuel composition in question can be operated during not less than 3500 effective days at the power level of 60 MW without reloading. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса
Published:	2016
Subjects:	электронный ресурс труды учёных ТПУ торий плутоний реакторные установки
Online Access:	http://elibrary.ru/item.asp?id=26693356&
Format:	Electronic Book Chapter
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=650601