Details

Данная работа посвящена расчету остаточного энерговыделения отработавшего ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах. Задачи, которые решались в ходе исследования: 1. Создание расчетной модели активной зоны реактора. 2. Верификация расчетной модели на примере модели реактора ВВЭР-1000. 3. Получение нуклидного состава ОЯТ и анализ остаточного энерговыделения. Работа проведена на базе АО «Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина». Были использованы результаты моделирования активной зоны реактора ВВЭР-1000. Была смоделирована активная зона реактора на тепловых и быстрых нейтронах в программном комплексе SCALE. На основе результатов моделирования был получен нуклидный состав отработавшего топлива и проведен анализ остаточного энерговыделения.

This paper is devoted to the calculation of the residual energy release of spent nuclear fuel from a fast neutron reactor. Tasks that were solved during the research: 1. Creation of a computational model of the reactor core. 2. Verification of the calculation model using the example of the VVER 1000 reactor model. 3. Obtaining the nuclide composition of SNF and analysis of residual energy release. The work was carried out on the basis of JSC "V.G. Khlopin Radium Institute". The simulation results of the VVER-1000 reactor core were used. The reactor core was modeled using thermal and fast neutrons in the SCALE software package. Based on the simulation results, the nuclide composition of the spent fuel was obtained and the residual energy release was analyzed.