Нейтронно-физический расчет активной зоны с быстрым спектром нейтронов с использованием программных средств САПФИР-РФ и ДЕСНА-9

Авторы: Семишин В.В., Столотнюк Я.Д., Ахметова П.В., Изотов А.С.
Опубликовано в выпуске: #4(99)/2025
DOI:
Раздел: Энергетическое, металлургическое и химическое машиностроение | Рубрика: Ядерные энергетические установки
Ключевые слова: ядерная энергетика, нейтронно-физический расчет, реактор на быстрых нейтронах, САПФИР_95, САПФИР_РФ, ДЕСНА-9, активная зона реактора
Опубликовано: 28.08.2025

В работе приведены результаты разработки нейтронно-физической модели активной зоны реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Дано описание используемых программных средств: САПФИР_РФ для расчета восьмигрупповой библиотеки нейтронно-физических сечений, ДЕСНА-9 для трехмерного связанного нейтронно-теплогидравлического расчета активной зоны. Разработанная модель состоит из активной зоны, боковой и торцевых зон воспроизводства и бокового и торцевых отражателей нейтронов. Представлены результаты моделирования одной микрокампании и показана непротиворечивость полученных результатов на основании сравнения с длительностью топливной кампании существующих реакторов на быстрых нейтронах.

Литература

[1] Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Москва, Энергоатомиздат, 1985, 288 с.

[2] Петров А.Ю., Шутиков А.В., Пономарев-Степной Н.Н. и др. Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы. Известия вузов Ядерная энергетика, 2019, № 2, с. 5–15. https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.01

[3] Колесников К.С., ред. Машиностроение ядерной техники. Расчет и конструирование машин. В 2 кн. Москва, Машиностроение, 2005, кн. 2, разд. 4, т. 4–25, 943 с.

[4] Багдасаров Ю.Е., Козлов Ф.А., Круглов А.С. История создания и научно-технический вклад БР-5, -10 в разработку быстрых натриевых реакторов. Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 3, с. 134–140.

[5] Ошканов Н.Н., Говоров П.П. Жидкометаллический реактор БН-600 – основные особенности и опыт эксплуатации. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, № 2, с. 7–20.

[6] Асатрян Д.С., Белов А.А., Белоусов В.И. и др. Комплекс программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик БН-800 в стационарном режиме. Атомная энергия, 2015, т. 118 (6), с. 303–309.

[7] Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JAR для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 8 (37), с. 41–43.

[8] Комплекс программ TRIGEX.05. Инструкция пользователя. Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2008.

[9] Тебин В.В., Обухов В.В, Сергеев В.К., Иванов А.С. и др. Проект пакета программ САПФИР для решения задач расчета ячейки реактора. ВАНТ. ФиТЯР, 1985, вып. 4, с. 68–71.

[10] Иванов А.С., Карпов А.С. Модернизация нейтронных библиотек и программы САПФИР_95, предназначенной для расчета ячеек реактора. Вопросы атомной науки и техники. Ядерно-реакторные константы, 2018, вып. 1, с. 27–34.

[11] Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1999, вып. 2, с. 17–39.

[12] Семишин В.В., Алексеев Д.И., Кавун О.Ю. Разработка метода решения многогруппового уравнения диффузии для расчета реакторов на быстрых нейтронах НЕЙТРОНИКА-2024. Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики: сб. тез. Обнинск, ГНЦ РФ — ФЭИ, 2024, 60 с.

[13] Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Кощеев В.Н. Ядерные данные для расчетов быстрых реакторов – библиотека файлов РОСФОНД и система констант БНАБ-РФ. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерно-реакторные константы, 2021, № 2, с. 5–24.

[14] Кравченко Г.А., Рассамагин С.В., Русанов С.В., Косарев И.Ю. Получение МОКС-топлива как один из этапов замыкания ядерного топливного цикла. Исследования наукограда, 2014, № 1 (7), с. 60–64.

[15] Сидоренко В.А. Исследования и разработки по ядерным реакторам для энергетики России. Атомная энергия, 2001, т. 90, вып. 6, с. 415–425.

[16] Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах. Москва, Наука, 2013, 237 с.

[17] Васильев Б.А., Тимофеев А.В., Любимов М.А., Будыльский А.Д. Компоновочные и конструктивные решения системы перегрузки перспективного быстрого реактора. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, c. 246–250.