РЕАКТОРНЫЕ И ПОСЛЕРЕАКТОРНЫЕ ИСПЫТАНИЯ И ИССЛЕДОВАНИЯ НА БЫСТРЫХ КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ ВЫСОКОПЛОТНОГО НИЗКООБОГАЩЕННОГО УРАН-ЦИРКОНИЕВОГО КАРБОНИТРИДНОГО ТОПЛИВА
Анатацыя
Топливо UZrCN представляет собой высокоплотное высокотемпературное топливо, которое может применяться в реакторах различных типов. В прошлом реакторные испытания ВОУ (96% U-235) UzrCN-топлива были выполнены только с низким выгоранием. Вместе с тем данные реакторных испытаний необходимы при высоком выгорании для подтверждения оптимальных характеристик этого типа топлива. Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3, расположенный в Государственном научном центре – Научно-исследовательский институт атомных реакторов (г. Димитровград, Россия), будет использоваться для испытания НОУ (19,73% U-235) UzrCN-топлива до ~40 % выгорания. Затем топливо будет исследоваться для определения его характеристик после облучения.
На критических стендах «Гиацинт» и «Кристал» в Объединенном институте энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук Беларуси (г. Минск, Беларусь) осуществляется подготовка к экспериментам по критичности на размножающих системах, моделирующих физические особенности активных зон с НОУ (19,75% U-235) UzrCN-топливом для использования в работах по новому поколению быстрых реакторов с газообразными и жидкометаллическими теплоносителями. Критические сборки представляют собой однородные гексагональные решетки топливных сборок, каждая из которых состоит из семи топливных стержней и не имеет оболочки. Длина активной части топливного стержня составляет 500 мм. Материал оболочки – нержавеющая сталь или ниобий. Будут исследованы три типа топливных сборок с различным материалом матрицы в них (воздух, алюминий и свинец). Боковой радиальный, верхние и нижние отражатели – бериллий (внутренний слой) и нержавеющая сталь (внешний слой).
В настоящей статье описываются проектные данные эксперимента, который будет осуществлен на реакторе СМ-3, и обсуждаются результаты расчетов, призванные показать, что эксперимент будет отвечать всем поставленным целям. Также представлены описания конструкции и состава критических сборок с топливом UZrCN и результаты их расчетов.
Аб аўтарах
С. СикоринБеларусь
А. Kузьмин
Беларусь
С. Mандик
Беларусь
С. Полозов
Беларусь
Т. Григорович
Беларусь
П. Зайцев
Расія
Ш. Tухватулин
Расія
И. Галев
Расія
А. Бахин
Расія
Е. Дьяков
Расія
А. Ижутов
Расія
В. Aлексеев
Расія
Д. Кайзер
Злучаныя Штаты Амерыкі
И. Большинский
Злучаныя Штаты Амерыкі
Й. Гохар
Злучаныя Штаты Амерыкі
Спіс літаратуры
1. Alekseyev S. V., Zaitsev V. A. Nitride fuel for nuclear energy. Moscow, Technosfera Publ., 2013. 250 p. (in Russian).
2. Briesmeister J. F. (ed.) MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C. LANL Report LA13709-M, Los Alamos, 2000.
3. Application Description and User’s Manual for MCU-PD program. Report №36-10/30-11. NRC “Kurchatov Institute”, 2011. 569 p.