doi:
УДК: 621.694

РАЗРАБОТКА УЧЕБНОЙ ПРОГРАММЫ ДЛЯ ЭВМ ДЛЯ РАСЧЕТА БЫСТРОГО РЕАКТОРА

Кожемякин В. В., Левша Д. П.
Язык статьи: русский

Аннотация

Разработаны алгоритм расчета и учебная программа для ЭВМ для физического расчета реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем. Алгоритм расчета основан на упрощенной диффузионной теории в одногрупповом приближении. Расчет эффективного коэффициента размножения выполняется с учетом образования ядер плутония 239 и деления ядер урана 238 и плутония 239. Для определения количества ядер урана 238 и плутония 239 на конец кампании авторами предложены уравнения, связывающие количество этих ядер с количеством ядер урана 235. В качестве исходных данных задаются: мощность реактора, температура теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, конструктивные параметры активной зоны и обогащение урана по урану 235. Критичность реактора на конец кампании обеспечивается массой урана 235 и соответствующими ей массами урана 238 и плутония 239. В результате расчета определяются: эффективный коэффициент размножения горячего и холодного реактора на начало кампании, кампания активной зоны, удельное выгорание топлива, масса разделившегося и оставшегося на конец кампании урана 235, урана 238 и плутония 239. Представлены интерфейс программы и рисунки, иллюстрирующие работу программы. При увеличении обогащения урана на начало кампании увеличиваются кампания активной зоны и удельное выгорание. Увеличение количества тепловыделяющих сборок приводит к увеличению кампании реактора и практически не сказывается на удельном выгорании. Работа с программой предполагает подбор обогащения урана на начало кампании и количества тепловыделяющих сборок таким образом, чтобы обеспечить необходимые удельное выгорание и кампанию. Ключевые слова: учебная программа для ЭВМ, быстрый реактор,свинцово-висмутовый теплоноситель

Список литературы

1. Advances in small Modular Reactor Technology Developments. A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS), 2020 Edition.
2. Advances in small Modular Reactor Technology Developments. A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS), 2018 Edition.
3. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Выпуск 24 Реакторные установки СВБР: Научно-технический сборник, Подольск, ОАО ОКБ «Гидропресс», 2009. – 140 с.
4. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ–2018) [электронное издание]: материалы конференции. – Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 8–10 октября 2018. – Обнинск РФ – ФЭИ, 2019. – 581 с.
5. Зродников А.В., Читайкин В.И., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г., Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Климов Н.Н., Малышев А.Б., Крушельницкий В.Н. АЭС на основе реакторных модулей с СВБР-75/100. Атомная энергия, т. 91, вып. 6, 2001. С. 415 – 425.
6. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Белозеров В.И. Реакторы с тяжелым теплоносителем и некоторые теплогидравлические данные для них. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2011, №3, С. 100–112.
7. Саркисов А. А., Пучков В.Н. Нейтронно-физические процессы в быстрых реакторах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. – М.: Наука, 2011. – 168 с.
8. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Бондаренко И.И., Николаев М.Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. Атомиздат. – М.: Атомиздат, 1964. – 140 с.
9. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. – М.: Энергоиздат. 1981. – 232 с.