Введение....................................................................................................................... 3
1 Обзор литературы .................................................................................................... 4
2 Объект и методы исследования .............................................................................. 7
2.1 Постановка задачи расчетной части................................................................. 9
2.2 Алгоритм расчета изотопного состава ОЯТ.................................................... 9
2.3 Точность расчета образования нуклидов в ОЯТ............................................. 9
2.4 Программы расчета нуклидного состава ОЯТ................................................ 7
2.4.1 Winfrith Improved Multigroup Scheme ........................................................ 7
2.4.2 Monte Carlo Universal................................................................................... 7
2.4.3 SCALE (OrigenArp) ...................................................................................... 7
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение......... 7
Список публикаций................................................................................................... 22
Объектом исследования является смешанное уран-плутониевое
мононитридное топливо.
Цель работы – рассмотрение возможности использования смешанного
уран-плутониевого мононитридного топлива в качестве перспективного
топливного материала.
В процессе исследования проводились расчеты нуклидного состава
облученных UO2, (U,Pu)O2, (U,Pu)N с использованием расчетного комплекса
SCALE 5.0 (Origen-Arp).
В результате исследования были получены расчетные данные по
нейтронной активности ОЯТ, позволяющие оценить качественные и
количественные различия радиационных характеристик рассматриваемых
видов керамического ядерного топлива.
Степень внедрения: высокая.
Область применения: атомная и космическая промышленности.
Экономическая эффективность/значимость работы высокая.
В будущем планируется дальнейшее исследование радиационных
характеристик облученной смешанной нитридной топливной керамики, в
частности, их зависимость от вариации материального состава, условий
облучения и др.
Введение
Актуальность темы. Ядерное топливо является наиболее важным
материалом, используемым в ядерной энергетике. В настоящее время
подавляющее большинство реакторов в силу определенных причин
использует керамическое топливо в форме двуокиси урана. Однако у нее
имеется ряд недостатков (к примеру, относительно низкие теплопроводность
и массовая концентрация ядерного горючего), которые отсутствуют у
некоторых других керамических топлив – карбидов, нитридов и др. В
частности, смешанное уран-плутониевое нитридное топливо является весьма
перспективным, в силу следующих причин:
относительно хорошие теплофизические свойства (коэффициент
теплопроводности смеси мононитридов более чем в 2 раза превышает
коэффициент теплопроводности двуокиси урана при температурах от
600 К [1,2]);
более высокая массовая доля металла в керамическом топливе
(более 94 % – смесь мононитридов, около 88 % – двуокись урана);
снижение удельных затрат урана вследствие вовлечения
плутония в процесс производства топлива;
отсутствие необходимости обогащения урана (основным
делящимся нуклидом является изотоп плутония Pu239);
возможность использования обедненного урана, который в
значительных количествах накапливается на стадии обогащения (запасы в
России – более 100 тысяч тонн в форме UF6 [3]) и который эффективно
воспроизводит уже упомянутое выше вторичное ядерного топливо –
плутоний.
При этом переход на новый вид топлива приведет к изменению
нуклидного состава ОЯТ, который полностью определяет его радиационные
характеристики. Поэтому является необходимым проведение сравнительного
анализа изотопного состава облученных топливных композиций, результатыкоторого позволили бы оценить возможные изменения радиационного поля
ОЯТ.
Научная новизна. Впервые проведен комплексный сравнительный
анализ полученных расчетных данных по нейтронной активности
керамического ОЯТ из UO2, (U,Pu)O2 и (U,Pu)N.
Целью данной работы: рассмотреть возможности использования
смешанного уран-плутониевого мононитрида в качестве перспективного
топливного материала для существующих и проектных ядерных
энергетических установок.
Для достижения поставленной цели необходимым является решение
ряда конкретных задач, а именно:
1) обзор литературных источников по теме работы;
2) изучение особенностей расчетного комплекса Origen-Arp
(Scale 5.0), используемого в работе;
3) проведение расчета нуклидного состава облученных UO2,
(U,Pu)O2, (U,Pu)N;
4) сравнительный анализ радиационных характеристик (нейтронная
активность) ОЯТ.
