УПРАВЛЕНИЕ БЫСТРЫМ РЕАКТОРОМ С ОКСИДНЫМ УРАН-ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ РЕЖИМЕ БЕЗ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ

В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова, Ю. В. Трощиев

Аннотация


С помощью математического моделирования показано, что возможна реализация управления реактором с оксидным топливом в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, позволяющая эффективно работать фактически без запаса реактивности (ρ /β < 0,1). Для управления используется карбид отвального урана. При отключении управления заметное возмущение мощности появляется примерно через 1 сут. Рис. 6, табл. 2, список лит. 15 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Феоктистов Л.П. Анализ одной концепции физически безопасного реактора: Препринт ИАЭ-4605/4. 1988.

Феоктистов Л.П. Безопасность — ключевой момент возрождения ядерной энергетики. — Успехи физ. наук, 1993, № 8. с. 89—102.

Гольдин В.Я., Анистратов Д.Ю. Реактор на быстрых нейтронах в саморегулируемом нейтронноядерном режиме. — Мат. моделирование, 1995, т. 7, № 10, с. 12—32.

Гольдин В.Я., Трощиев Ю.В., Пестрякова Г.А. Об управлении реактором на быстрых нейтронахв саморегулируемом режиме 2-го рода. — Докл. РАН, 1999, т. 369, № 2, с. 170—172.

Гольдин В.Я., Пестрякова Г.А., Трощиев Ю.В., Аристова Е.Н. Быстрый реактор на оксидном уран-плутониевом топливе в саморегулируемом режиме. — Атомная энергия, 2003, т. 94, вып. 3, с. 184—190.

Orlov V.V., Smirnov V.S., Naumov V.V. e.a. Physical characteristics of lead cooled fast reactor. — In: Proc. of the 1994 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics. Knoxville, Tennessee, April 11—15, 1994, v.1 , p . 348—356.

Алексеев П.Н., Васильев А.В., Микитюк K.O. и др. Свинцово-висмутовый быстрый реактор РБЕЦ-М: оптимизация концептуальных решений: Препринт ИАЭ-6229/4, 2001.

Зродников А.В., Читайкин В.И., Тошинский Г.И. и др. АЭС на основе реакторных модулей с СВБР-75/100. — Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 6, с. 4 15—425.

Решетников Ф.Г. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995.

Решетников Ф.Г. Состояние разработки и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. — Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 6, с. 453—458.

Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Прошкин А.А. Мононитридное топливо для быстрых реакторов. — Там же, 2003, т. 95, вып. 3, с. 208—220.

Гольдин В.Я., Пестрякова Г.А., Трощиев Ю.В., Аристова Е.Н. Саморегулируемый нейтронноядерный режим в реакторе с жестким спектром и карбидным топливом. — Мат. моделирование, 2002, т. 14, № 1, с. 27—40.

Воронков А.В., Журавлев В.И., Натрусова Е.Г. USCONS — комплекс программ библиотеки GNDL для расчета групповых макроконстант. М., ИПМ им. М.В. Келдыша АН СССР, 1983.

Николаев М.Н., Цибуля А.М., Цикунов А.Г. и др. Комплекс программ CONSYST/ABBN — подготовка констант БНАБ к расчетам реакторов и защиты. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ № 9865, 1998.

Pedersen Р., Seidel В. The safety basis of the integral fast reactor. — Nucl. Safety, 1990, v. 31, № 4, p. 443—457.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.