Визначення впливу додавання мінорних актиноїдів на процес вигорання та виділення важких нуклідів у малих модульних швидких реакторах з газовим охолодженням, що працюють на UN-PuN
DOI:
https://doi.org/10.15587/1729-4061.2026.352394Ключові слова:
коефіцієнт конверсії, GFR, COREBN, k-eff, мінорний актиноїд, радіофармацевтичний препарат, малий модульний реактор, трансмутаціяАнотація
Об’єктом цього дослідження є малий модульний газоохолоджувальний швидкий реактор (ГШР), що працює на UN-PuN з додаванням мінорних актиноїдів (MA). Проблема, що вирішується в цьому дослідженні, полягає в визначенні впливу додавання MA на критичність, стабільність вигорання палива та трансмутацію ядерних відходів малого модульного ГШР. Досліджувані параметри включають k-eff, макроскопічний поперечний переріз, коефіцієнт конверсії (КК), кількість важких нуклідів та ймовірність утворення радіофармацевтичних ізотопів. Дослідження проводилося за допомогою обчислювального аналізу SRAC-COREBN, а в якості MA, що використовувалися в цьому дослідженні, були використані Pa-231, Am-241 та Np-237. Отримані результати показують, що додавання MA в середньому призводить до зменшення k-eff, величина якого залежить від типу та концентрації MA. Макроскопічний поперечний переріз виявляє зміни значень, такі як збільшення макроскопічного поперечного перерізу поглинання, особливо у випадку Am-241. Потім, збільшення макроскопічного поперечного перерізу поділу проходить при високих енергіях. КК > 1 та коефіцієнт інверсії важкого нукліда спостерігається приблизно 50% у всіх конфігураціях. Крім того, еволюція продуктів поділу, таких як Tc-99, Rh-105 та I-135, свідчить про випадкове утворення радіофармацевтичного ізотопу. Інтерпретація результатів показує, що додавання MA впливає на k-eff та КК, оскільки ізотопи, такі як Am-241, Np-237 та Pa-231, активно беруть участь у поділі та перетворенні матеріалу з використанням спектру швидких нейтронів. Ключовою особливістю отриманих результатів є стабільний профіль вигорання, де MA ефективно функціонує в цільовій трансмутації, не порушуючи споживання основного ділиться палива, що ділиться. Ці результати можуть бути технічною основою для підтримки національної енергетичної безпеки та сталого управління ядерними відходами.
Посилання
- Zhan, L., Bo, Y., Lin, T., Fan, Z. (2021). Development and outlook of advanced nuclear energy technology. Energy Strategy Reviews, 34, 100630. https://doi.org/10.1016/j.esr.2021.100630
- GIF Annual Report. Available at: https://www.gen-4.org/resources/annual-reports/2022-gif-annual-report
- GIF Annual Report. Available at: https://www.gen-4.org/resources/annual-reports/2023-gif-annual-report
- Zajac, R., Hatala, B., Dařílek, P. (2014). Introduction Gas Cooled Fast Reactor (GFR) general concept, history and design. Stockholm.
- Gas-Cooled Fast Reactor Research and Development Roadmap (2017). Idaho. Available at: https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/Sort_1841.pdf
- Hore-Lacy, I. (2007). Nuclear Power. Nuclear Energy in the 21st Century, 37–53. https://doi.org/10.1016/b978-012373622-2/50006-4
- Lennox, T. A., Millington, D. N., Sunderland, R. E. (2007). Plutonium management and Generation IV systems. Progress in Nuclear Energy, 49 (8), 589–596. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2007.02.004
- Delage, F., Ramond, L., Gallais-During, A., Pillon, S. (2020). Actinide-Bearing Fuels and Transmutation Targets. Comprehensive Nuclear Materials, 645–683. https://doi.org/10.1016/b978-0-12-803581-8.12049-1
- Liou, J. (2025). What are Small Modular Reactors (SMRs)? IAEA. Available at: https://www.iaea.org/newscenter/news/what-are-small-modular-reactors-smrs
- Small Modular Reactors: Advances in SMR Developments 2024. IAEA. https://doi.org/10.61092/iaea.3o4h-svum
- Syarifah, R. D., Yulianto, Y., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D. (2016). Design Study of 200MWth Gas Cooled Fast Reactor with Nitride (UN-PuN) Fuel Long Life without Refueling. MATEC Web of Conferences, 82, 03008. https://doi.org/10.1051/matecconf/20168203008
- Syarifah, R. D., Arkundato, A., Irwanto, D., Su’ud, Z. (2020). Neutronic analysis of comparation UN-PuN fuel and ThN fuel for 300MWth Gas Cooled Fast Reactor long life without refueling. Journal of Physics: Conference Series, 1436 (1), 012132. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1436/1/012132
- Raflis, H., Ilham, M., Su’ud, Z., Waris, A., Irwanto, D. (2020). Neutronic Analysis of Modular Gas-cooled Fast Reactor for 5-25% of Plutonium Fuel using Parallelization MCNP6 Code. Journal of Physics: Conference Series, 1493 (1), 012008. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1493/1/012008
- Syarifah, R. D., Aula, M. H., Arkundato, A., Nugroho, A. T., Jatisukamto, G., Handayani, S. (2023). Design study of 300MWth GFR with UN-PuN fuel using SRAC-COREBN code. ARPN Journal of Engineering and Applied Sciences, 18 (04), 264–270. https://doi.org/10.59018/022346
- Angelina, T. E., Syarifah, R. D., Widiawati, N., Arkundato, A., Rohman, L., Maulina, W., Purwandari, E. (2024). Neutronic Analysis for The Radial Direction Heterogeneous Core Configuration of GFR with Thorium Fuel. Journal of Physics: Conference Series, 2734 (1), 012066. https://doi.org/10.1088/1742-6596/2734/1/012066
- Maulana, M. R., Dewi Syarifah, R., Prasetya, F., Mabruri, A. M., Arkundato, A., Rohman, L. (2024). Comparative Analysis of Hexagonal and Square Fuel Pin Geometry Designs of GFR using Uranium Carbide Fuel. Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology, 5 (3), 109–116. https://doi.org/10.23960/jemit.v5i3.252
- Prasetya, F., Syarifah, R. D., Karomah, I., Aji, I. K., Trianti, N. (2024). A comparative analysis of gas-cooled fast reactor using heterogeneous core configurations with three and five fuel variations. Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, 1 (8 (127)), 6–17. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2024.298202
- Dewi Syarifah, R., Mabruri, A. M., Hanifah, Z., Prasetya, F., Arkundato, A., Rohman, L., Maulina, W. (2025). Neutronic Investigation of the Fuji-12 MSR Reactor with A Rectangular Core Configuration and Plutonium-Based Fuel. Sains Malaysiana, 54 (6), 1605–1616. https://doi.org/10.17576/jsm-2025-5406-15
- Shelley, A., Ovi, M. H. (2021). Use of americium as a burnable absorber for VVER-1200 reactor. Nuclear Engineering and Technology, 53 (8), 2454–2463. https://doi.org/10.1016/j.net.2021.02.024
- Syarifah, R. D., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D. (2020). Actinide Minor Addition on Uranium Plutonium Nitride Fuel for Modular Gas Cooled Fast Reactor. Journal of Physics: Conference Series, 1493 (1), 012020. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1493/1/012020
- Syarifah, R. D., Prasetya, F., Mabruri, A. M., Arkundato, A., Trianti, N. (2024). The Effect of Adding Minor Actinide Fuel Rods on GFR Reactor in Radiopharmaceutical Waste Production Using OpenMC Program. Science and Technology Indonesia, 9 (4), 857–865. https://doi.org/10.26554/sti.2024.9.4.857-865
- Syarifah, R. D., Sari, A. K., Arkundato, A., Irwanto, D., Su’ud, Z. (2022). Neutronics analysis of UN-PuN fuel for 300MW pressurized water reactor using SRAC-COREBN code. EUREKA: Physics and Engineering, 6, 12–23. https://doi.org/10.21303/2461-4262.2022.002247
- Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., Tsuchihashi, K. (2007). SRAC2006: A comprehensive neutronics calculation code system. Japan Atomic Energy Agency. Available at: https://inis.iaea.org/records/9zdp8-g1z91
- Okumura, K. (2007). COREBN; A Core burn-up calculation module for SRAC2006. https://doi.org/10.11484/jaea-data-code-2007-003
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2026 Mila Hidayatul Aula, Ratna Dewi Syarifah, Ahmad Haris Rasidi, Abdulloh Hasan Shodiq, Muhammad Husein Shodiq, Bekti Palupi, Nuri Trianti, Zaki Su’ud
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Закріплення та умови передачі авторських прав (ідентифікація авторства) здійснюється у Ліцензійному договорі. Зокрема, автори залишають за собою право на авторство свого рукопису та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons CC BY. При цьому вони мають право укладати самостійно додаткові угоди, що стосуються неексклюзивного поширення роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом, але за умови збереження посилання на першу публікацію статті в цьому журналі.
Ліцензійний договір – це документ, в якому автор гарантує, що володіє усіма авторськими правами на твір (рукопис, статтю, тощо).
Автори, підписуючи Ліцензійний договір з ПП «ТЕХНОЛОГІЧНИЙ ЦЕНТР», мають усі права на подальше використання свого твору за умови посилання на наше видання, в якому твір опублікований. Відповідно до умов Ліцензійного договору, Видавець ПП «ТЕХНОЛОГІЧНИЙ ЦЕНТР» не забирає ваші авторські права та отримує від авторів дозвіл на використання та розповсюдження публікації через світові наукові ресурси (власні електронні ресурси, наукометричні бази даних, репозитарії, бібліотеки тощо).
За відсутності підписаного Ліцензійного договору або за відсутністю вказаних в цьому договорі ідентифікаторів, що дають змогу ідентифікувати особу автора, редакція не має права працювати з рукописом.
Важливо пам’ятати, що існує і інший тип угоди між авторами та видавцями – коли авторські права передаються від авторів до видавця. В такому разі автори втрачають права власності на свій твір та не можуть його використовувати в будь-який спосіб.
