3 ноября 2017

В МИФИ создали программный комплекс для ядерных «реакторов будущего»

Российские специалисты в области ядерной физики разработали программный комплекс, который поможет моделировать процессы обращения с ядерным топливом в рамках российского атомного проекта "Прорыв" и тем самым эффективно осваивать технологии, необходимые для развития атомной энергетики будущего.

Проект "Прорыв" направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.

В рамках проекта "Прорыв" реализуется проект атомного энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200 и проект опытно-демонстрационного энергетического комплекса с "быстрым" реактором с тяжелометаллическим свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.

Концепция замыкания топливного цикла для этих реакторов, среди прочего, подразумевает их самообеспечение ядерным "горючим" — плутонием, воспроизводство которого осуществляется на необогащенном уране, используемом в качестве сырьевого материала. Поэтому режимы работы конкретного реактора и его характеристики должны быть выбраны таким образом, чтобы выйти на режим самообеспечения реактора делящимися изотопами, и поддерживать его в процессе всего периода эксплуатации. Таким образом, встает задача моделирования процессов обращения с ядерным топливом таких реакторов.

Для решения этой задачи специалисты Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» в сотрудничестве с коллегами из Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" разработали программный комплекс (код) REPRORYV, моделирующий процессы обращения с ядерным топливом вне реакторов.

Как пояснили разработчики, программный код REPRORYV (Recycle for PRORYV) моделирует процесс загрузки и перегрузки ядерного топлива в активных зонах "быстрых" реакторов и его переработки. Целью создания кода стал анализ возможности осуществления режима самообеспечения реактора топливом на протяжении всего его срока службы.

С помощью нового кода возможно оценивать влияние содержания плутония в ядерном топливе, условий переработки топлива, его потерь при переработке на итоговые нейтронно-физические характеристики реактора. Понимание, какие факторы и как влияют на эти характеристики, является чрезвычайно важным с точки зрения обеспечения надежной и безопасной работы ядерных реакторов.

Как сообщил заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ Георгий Тихомиров, код REPRORYV универсален в том плане, что он пригоден для моделирования процессов обращения с топливом не только эксплуатируемых сейчас реакторов на быстрых нейтронах, но и любых других перспективных установок такого типа.

Кроме того, с помощью нового программного комплекса можно рассчитывать нейтронно-физические характеристики любого по составу ядерного топлива. Помимо этого, REPRORYV позволяет решать задачи самообеспечения делящимися материалами "быстрых" реакторов, работающих в составе так называемой двухкомпонентной ядерной энергетической системы — совместно с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики.

РИА Новости

Сотрудничество

  • Oiai
  • Cern Logo Blue
  • Ki Logo
  • mit
  • ATm Logo Maroon On White
  • Logo Rosatom
  • Logo Roskosmos
  • Logo Rostec
  • Iaea Logo
  • Logo Tokyo Institute Of Technology
  • KEK JAPAN
  • DESY Logo Cyan RGB Ger
  • Argonne National Laboratory
  • Nea Nuclear Energy Agency Logo
  • 654px Iter.svg
  • 1280px OECD Logo New.svg
  • 1280px Oak Ridge National Laboratory Logo.svg
  • 2000px Los Alamos Logo.svg
  • FAIR Logo Rgb
  • Logo Big
  • Logo Of The ENEN Association
  • images/partners1/_WNU.png