Details

Актуальность: Повышение эффективности использования ядерного топлива — ключевая задача для устойчивого развития атомной энергетики. Существующие водо-водяные реакторы (ЛВР) обладают значительным нереализованным потенциалом для увеличения выработки вторичного топлива (плутония-239). Традиционно этот параметр, характеризуемый коэффициентом воспроизводства (КВ), исследуется в узких, близких к номинальным, диапазонах. Комплексное изучение КВ в экстремально широких диапазонах плотности теплоносителя (от условий кипения до сверхкритического состояния) и обогащения топлива (от природного до сверхвысокого) позволяет выявить новые фундаментальные закономерности и определить оптимальные режимы работы для максимального расширения топливной базы. Описание исследования: в рамках работы проводится комплексное численное моделирование нейтронно-физических характеристик PIN-ячейки реактора PWR в соответствии со статьями [1] и [2]. Исследование заключается в варьировании двух ключевых параметров: 1. Плотность теплоносителя (воды) в диапазоне от 0.005 г/см3 до 5 г/см3 для картографирования влияния замедляющей способности на нейтронный спектр — от "жесткого" (быстрые нейтроны) до "мягкого" (тепловые нейтроны). 2. Обогащение по U-235 для пяти обогащений: 4.5%, 9.75%, 12%, 15% и 19.5% для анализа баланса между начальным запасом делящегося материала и потенциалом наработки нового. Для обеспечения достоверности результатов используется параллельное моделирование в двух независимых программных комплексах MCU и САПФИР, реализующих метод Монте-Карло. Обработка обширных массивов выходных данных, автоматизация расчетов, анализ зависимостей и визуализация выполняются с использованием языка программирования Python и Excel таблиц. Основные результаты: в результате работы построены многопараметрические карты зависимости коэффициента воспроизводства КВ от плотности воды и обогащения топлива. Определены комбинации параметров, обеспечивающие максимальное значение КВ. Выявление критических областей, где наблюдается резкое изменение нейтронно-физических характеристик. Проведен сравнительный анализ результатов, полученных кодами MCU и САПФИР. Разработана методика прогнозирования воспроизводящих свойств топлива для перспективных модификаций ЛВР, направленных на замыкание ядерного топливного цикла.

Relevance: Improving the efficiency of nuclear fuel use is a key task for the sustainable development of nuclear energy. Existing water-to-water reactors (VVER) have a significant unrealized potential to increase the production of secondary fuel (plutonium-239). Traditionally, this parameter, characterized by the coefficient of reproduction (CR), is studied in narrow, close to nominal ranges. A comprehensive study of HF in extremely wide ranges of coolant density (from boiling conditions to supercritical state) and fuel enrichment (from natural to ultrahigh) allows us to identify new fundamental patterns and determine optimal operating modes for maximum expansion of the fuel base. Description of the study: as part of the work, a comprehensive numerical simulation of the neutron-physical characteristics of the PIN cell of the PWR reactor is carried out in accordance with articles [1] and [2]. The study consists of varying two key parameters: 1. The density of the coolant (water) in the range from 0.005 g/cm3 to 5 g/cm3 to map the effect of deceleration on the neutron spectrum — from "hard" (fast neutrons) to "soft" (thermal neutrons). 2. Uranium-235 enrichment for five enrichments: 4.5%, 9.75%, 12%, 15% and 19.5% to analyze the balance between the initial stock of fissile material and the potential for new production. To ensure the reliability of the results, parallel modeling is used in two independent software packages MCU and SAPPHIRE, which implement the Monte Carlo method. Processing of extensive arrays of output data, automation of calculations, dependency analysis and visualization are performed using the Python programming language and Excel spreadsheets. Main results: as a result of the work, multiparametric maps of the dependence of the CR reproduction coefficient on the density of water and fuel enrichment were constructed. Combinations of parameters providing the maximum CR value have been determined. Identification of critical areas where there is a sharp change in neutron-physical characteristics. A comparative analysis of the results obtained by the MCU and SAPHIR codes has been carried out. A method for predicting the reproducible properties of fuels for promising PWR modifications aimed at closing the nuclear fuel cycle has been developed.