Ценим
ПРОШЛОЕ,
работаем
на БУДУЩЕЕ

80 лет ФЭИ Экскурсии на Первую в мире АЭС80 лет Победы

Научная информация

Книги, препринты, материалы конференций

Моделирование нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов в составе их замкнутого топливного цикла

УДК 621.039.73

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Представлено описание методики, алгоритмов и необходимых исходных данных к моделированию нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов в приближениях двумерной (R, Z)-геометрии и 26-группового расчета с возможностью учета измене-ния нуклидного состава топлива в процессе выгорания и перегрузок топлива. Представлено описание расчетных опций по моделированию характеристик быстрых реакторов и экологических характеристик свежего и отработавшего топлива и его компонент в процессе их движения по топливному циклу. Используется рекомендованная для быстрых реакторов библиотека многогрупповых констант БНАБ-93 и система константного обеспечения CONSYST. Указанная методика используется в комплексе CYCLE – системе компьютерных кодов для моделирования характеристик ядерных топливных циклов, в т. ч. замкнутых, ядерной энергетической системы, содержащей тепловые и быстрые реакторы. Кроме того, методика и алгоритмы могут использоваться автономно, в качестве рабочего инструмента, по анализу нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов. В работе представлено описание файлов исходных данных, требующихся для полной реализации возможностей методики и алгоритмов.

Ключевые слова

моделирование, двухкомпонентная ЯЭС, быстрые реакторы, топливный цикл, нуклидный состав, ОЯТ, выгорание, нейтронно-физические характеристики, экологические характеристики, коды, исходные данные, расчеты.

Список литературы

  1. Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ядерного топливного цикла // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 1. С. 91–99.
  2. Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П. Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE: Препринт ФЭИ-3298. Обнинск, 2022. – 24 с.
  3. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле / Под ред. академика РАН Пономарева-Степного Н.Н. – М.: Техносфера, 2016. – 160 с.
  4. Тузов А.А., Троянов В.М., Гурская О.С. и др. К вопросу о начальном этапе замыкания ЯТЦ двухкомпонентной ядерной энергетики России. // Атомная энергия, 2022, т. 133(2), с. 71–76.
  5. Зродников А.В., Коробейников В.В., Мосеев А.Л. и др. Многокритериальный анализ эффективности сценариев развития ядерной энергетики России в условиях неопределенности знаний о будущем. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2020. – №3.
  6. Декусар В.М., Зродников А.В., Елисеев В.А., Мосеев А. Л. К вопросу накопления и реакторной утилизации америция в ядерной энергетике // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. – 2019. – №1. – С. 215–223.
  7. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Ч. 1: Групповые константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучения // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. – 1996. – Вып. 1.
  8. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения: Препринт ФЭИ-2828. – Обнинск, 2000.
  9. Баранов О.В. Комплекс программ PRECON. Описание применения. Руководство программиста: Препринт ФЭИ-1847. – Обнинск, 1987.
  10. NEA-1507, WIMSD5, Deterministic multigroup reactor lattice calculations. http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1507/24.02.2022.
  11. WIMS-D Library Update: Final Report of a Coordinated Research Project International Atomic Energy Agency Publ., Vienna, 2007. https://www.iaea.org/publications/7044/wims-d-library-update. 24.02.2022.
  12. Артемьев Н.И., Декусар В.М., Калашников А.Г., Мосеев А.Л. RZA – комплекс программ многогруппового расчета двумерного реактора в областях замедления и термализации нейтронов с учетом выгорания: Пре принт ФЭИ-1679. – Обнинск, 1985.
  13. Артемьев Н.И., Декусар В.М., Калашников А.Г., Мосеев А.Л. Методика многогруппового расчета двумерного реактора в областях замедления и термализации нейтронов с учетом выгорания. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. – 1988. – Вып. 2.
  14. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. – М., Энергоиздат, 1981.
  15. JNDC Nuclear Data Library of Fission Products. / Second Version JAERI-1320. – Japan Atomic Energy Research Institute, 1990.
  16. Mughabhab S. F. et al. Neutron Cross Sections. // Academic Press, 1981. Volume 1.
  17. Годунов С.К., Рябенький В.С. Разностные схемы. – М., Наука, 1977.
  18. Каграманян В.С., Калашников А.Г., Коробейников В.В. и др. Разработка математической модели топливного цикла атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов. // Ядерная энергетика. – 2010. – № 4.
  19. Potential of thorium based fuel cycles to constrain plutonium and reduce longlived waste toxicity, IAEA-TECDOC-1349, IAEA, 2003.
  20. ICRP Publication 68(1994).
  21. ICRP Publication 61(1991).
  22. Shure K. Decay Rate and decay Heat Data from Fission Products. Nucl.Sci. Engng. 1981, Vol 78 # 1, p. 185.
  23. Кочетков А.Л. Программа CARE – расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке : Препринт ФЭИ-2431. – Обнинск, 1995.
  24. Data book for Calculating Neutron Yields from (α, n) Reaction and Spontaneous Fission, JAERI-1324, 1992.
  25. Intel® Fortran Libraries Reference. Document Number: 253262-002 World Wide Web: http://developer.intel.com.
  26. Jaglish K. Tuli. Nuclear Wallet Cards (Fifth Ed.). National Nuclear Cen- ter for the U. S. Nuclear Data Network. BNL, 1995.
  27. JEF-2.2 Radioactive Decay Data. JEF Report 13, AEN-NEA, 1994.
  28. Browne E., Firestone R.B. Table of Radioactive Isotopes. Lawrence Berkley Lab.

Препринт ФЭИ–3311. – Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2025. – 86 с.