Порівняння палива з нітридом торія і нітрідом урану на малому модульному водяному реакторі під тиском в нейтронному аналізі з використанням коду SRAC

Автор(и)

DOI:

https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.255849

Ключові слова:

ВРТ, SRAC, нітрид торію, нітрид урану, модульний реактор, надмірна реактивність

Анотація

Проведено порівняння палива з нітриду торію (ThN) та нітриду урану (UN) на малих модульних водяних реакторах під тиском (ВРТ) у нейтронно-фізичному аналізі. ВРТ в модулі – це один тип реактора, який можна використовувати через його невеликий розмір, щоб його можна було розміщувати на вимогу. Нейтронні розрахунки виконані з використанням версії SRAC 2006, бібліотека даних з використанням JENDL 4.0. Першим розрахунком був розрахунок ТВЕЛ шестикутного типу. І другим розрахунком був розрахунок активної зони реактора (CITATION) з використанням гомогенної та гетерогенної конфігурацій активної зони. У паливі з ThN та UN використовуються гетерогенні конфігурації з трьома варіантами палива. Геометрія реактора використовувалася на двох паливах однакова, діаметр і висота активної зони становили 300 см і 100 см. У цьому дослідженні Np-237 був доданий як другорядний актинід в паливо ООН, щоб зменшити кількість Np-237 у світі, а також зменшити значення k -eff. Для палива з ThN також додавали Pa-231 для зниження значення k-eff. Оптимальна конфігурація палива з UN досягається при використанні гетерогенного варіанта конфігурації активної зони чотири з процентним вмістом U-235 F1=5,5 %, F2=7 % і F3=8,5 %, а також з добавкою Np-237 0,2 % та паливною часткою 56 %. Має максимальне значення надмірної реактивності 12,56 % %k/k. І тоді, оптимальна конфігурація палива з ThN досягається при використанні гетерогенного випадку конфігурації активної зони три з процентним вмістом U-233 F1=2 %, F2=4 % і F3=6 % з добавкою Pa-231 0,5 % і паливної фракції 53 %. Він має максимальне значення надмірної реактивності 7,67 % %k/k. Порівняння оптимальної конструкції палива з UN та ThN показує, що паливо з ThN має значення k-eff ближче до критичного, ніж паливо з UN. Тому в даному дослідженні паливо з ThN найбільше підходить для використання в реакторах ВРТ, оскільки має невеликий надлишок і може працювати 10 років без перевантаження палива

Спонсор дослідження

  • This research was funded by Universitas Jember, Indonesia, for research activities and publication supports. The authors were thanks to LP2M Universitas Jember for funding the research by Hibah Reworking Skripsi 2021.

Біографії авторів

Ratna Dewi Syarifah, Universitas Jember

Doctor of Physics, Principal Investigator

Department of Physics

Mila Hidayatul Aula, Universitas Jember

Undergraduate Student, Research Assistant

Department of Physics

Andini Ardianingrum, Universitas Jember

Undergraduate Student, Research Assistant

Department of Physics

Laela Nur Janah, Universitas Jember

Undergraduate Student, Research Assistant

Department of Physics

Wenny Maulina, Universitas Jember

Master of Science

Department of Physics

Посилання

  1. Global electricity demand is growing faster than renewables, driving a strong increase in generation from fossil fuels (2021). IEA. Available at: https://www.iea.org/news/global-electricity-demand-is-growing-faster-than-renewables-driving-strong-increase-in-generation-from-fossil-fuels
  2. IAEA Increases Projections for Nuclear Power Use in 2050 (2021). IAEA. Available at: https://www.iaea.org/newscenter/pressreleases/iaea-increases-projections-for-nuclear-power-use-in-2050
  3. World Energy Outlook 2021. IEA. Available at: https://www.iea.org/reports/world-energy-outlook-2021
  4. Outline History of Nuclear Energy (2020). World Nuclear Association. Available at: https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/outline-history-of-nuclear-energy.aspx
  5. Reactor Status Reports (2022). PRIS. Available at: https://pris.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/OperationalReactorsByType.aspx
  6. Pressurized Water Reactor Simulator. Workshop Material (2005). Vienna, 91. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TCS-22_2nd_web.pdf
  7. Dewita, E. (2012). Analisis Potensi Thorium Sebagai Bahan Bakar Nuklir Alternatif Pltn. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir, 14 (1), 45–56. Available at: https://media.neliti.com/media/publications/124548-none-823ea08b.pdf
  8. Syarifah, R. D., Suud, Z. (2015). The prospect of uranium nitride (UN) and mixed nitride fuel (UN-PuN) for pressurized water reactor. AIP Conference Proceedings. doi: https://doi.org/10.1063/1.4930788
  9. Subki, I., Pramutadi, A., Rida, S. N. M., Su’ud, Z., Eka Sapta, R., Muh. Nurul, S. et. al. (2008). The utilization of thorium for long-life small thermal reactors without on-site refueling. Progress in Nuclear Energy, 50 (2-6), 152–156. doi: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2007.10.029
  10. Subkhi, M. N., Su’ud, Z., Waris, A. (2012). Design study of long-life PWR using thorium cycle. AIP Conference Proceedings. doi: https://doi.org/10.1063/1.4725443
  11. Subkhi, M. N., Su’ud, Z., Waris, A. (2013). Netronic Design of Small Long-Life PWR Using Thorium Cycle. Advanced Materials Research, 772, 524–529. doi: https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/amr.772.524
  12. Subkhi, M. N., Suud, Z., Waris, A., Permana, S. (2015). Studi Desain Reaktor Air Bertekanan (PWR) Berukuran Kecil Berumur Panjang Berbahan Bakar Thorium. Jurnal ISTEK, 9 (1), 32–49. Available at: https://journal.uinsgd.ac.id/index.php/istek/article/view/169/185
  13. Setiadipura, T., Astuti, Y., Su’ud, Z. (2005). Neutronic Design Study of Small Long-live PWR with(Th,U)O2 Fuel. Proceedings of GLOBAL, 510, 155–160.
  14. Ardiansyah, H. (2018). Studi Parameter Desain Teras Integral Pressurized Water Reactor Dengan Bahan Bakar Mixed Oxide Fuel Menggunakan Program SRAC. Jurnal Forum Nuklir, 12 (2), 61. doi: https://doi.org/10.17146/jfn.2018.12.2.5035
  15. Luthfi, W., Pinem, S. (2020). Calculation of 2-Dimensional PWR MOX/UO2 Core Benchmark OECD NEA 6048 with SRAC Code. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega, 22 (3), 89–96. doi: https://doi.org/10.17146/tdm.2020.22.3.5955
  16. Syarifah, R. D., Yulianto, Y., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D. (2017). Neutronic Analysis of Thorium Nitride (Th, U233)N Fuel for 500MWth Gas Cooled Fast Reactor (GFR) Long Life without Refueling. Key Engineering Materials, 733, 47–50. doi: https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/kem.733.47
  17. Syarifah, R. D., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D., Pattipawaej, S. C., Ilham, M. (2017). Comparison of uranium plutonium nitride (U-Pu-N) and thorium nitride (Th-N) fuel for 500 MWth gas-cooled fast reactor (GFR) long life without refueling. International Journal of Energy Research, 42 (1), 214–220. doi: https://doi.org/10.1002/er.3923
  18. 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. doi: https://doi.org/10.1088/1742-6596/1436/1/012132
  19. Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., Tsuchihashi, K. (2002). SRAC (Ver. 2002); The compreshensive neutronics calculation code system. Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI).
  20. Ardisasmita, M. S., Bunjamin, M. (2010). Komputasi dalam Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir: Konsep Dasar & Model Matematik. Yogyakarta: BATAN, 161.

##submission.downloads##

Опубліковано

2022-04-30

Як цитувати

Syarifah, R. D., Aula, M. H., Ardianingrum, A., Janah, L. N., & Maulina, W. (2022). Порівняння палива з нітридом торія і нітрідом урану на малому модульному водяному реакторі під тиском в нейтронному аналізі з використанням коду SRAC. Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, 2(8 (116), 21–28. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.255849

Номер

Том 2 № 8 (116) (2022): Енергозберігаючі технології та обладнання

Розділ

Енергозберігаючі технології та обладнання

Ліцензія

Авторське право (c) 2022 Ratna Dewi Syarifah, Mila Hidayatul Aula, Andini Ardianingrum, Laela Nur Janah, Wenny Maulina

Creative Commons License

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.