Нейтронний аналіз на рідкосольовому реакторі FUJI-12 з використанням 235U в якості подільного матеріалу в паливі LiF-BeF2-UF4

Автор(и)

DOI:

https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.265798

Ключові слова:

рідкосольовий реактор, OpenMC, фторид урану, фторид торію, нейтронний потік

Анотація

Проведено нейтронний аналіз на рідкосольовому реакторі FUJI-12 з використанням подільного матеріалу 235U в LiF-BeF2-UF4. Проблема, що виникає при використанні палива на основі торію, полягає в обмеженій кількості 233U та його недоступності в природі. 233U був отриманий в результаті відтворення 232Th вартістю $46 млн/кг. Це дуже висока ціна в порівнянні зі збагаченням 235U, яка становить всього $100/кг. РСР FUJI-12, що використовується в даному дослідженні, являє собою реактор IV покоління з сумішшю рідкого сольового палива LiF-BeF2-ThF4-UF4 і палива на основі торію (232Th+233U). Нейтронний аналіз проводився із заміною палива на основі торію паливом на основі урану (235U+238U). Нейтронний аналіз виконаний з використанням коду OpenMC 0.13.0, який являє собою код нейтронного аналізу на основі моделювання методом Монте-Карло. Для нейтронних обчислень застосовувалася бібліотека ядерних даних ENDF B-VII/1. Паливо використовується у вигляді суміші розплавлених солей LiF-BeF2-UF4 з трьома евтектичними складами: паливо № 1, паливо № 2 та паливо № 3. Кожен паливний склад оптимізований шляхом збагачення 235U в UF4 на 3–8 %. Результати оптимізації показують стабільність значення критичності реактора, яка є основним параметром, що забезпечує роботу реактора протягом заданого часу. Результати оптимізації показують, що паливо № 1 не може досягти свого оптимального стану при кожному варіанті збагачення 235U. Паливо № 2 та паливо № 3 можуть досягати оптимальних умов при мінімальному збагаченні 8 % і 7 % 235U. Результати аналізу розподілу нейтронного потоку в активній зоні реактора показують розподіл ядерних реакцій, що протікають в активній зоні. Розподіл значень потоку в паливі № 1 показує, що ланцюгова реакція поділу протікає не ідеально. Паливо № 2 і паливо № 3 більш стабільні за рахунок підтримки максимального потоку в центрі активної зони реактора.

Біографії авторів

Ahmad Muzaki Mabruri, Universitas Jember

Undergraduate Student, Research Assistant

Department of Physics

Ratna Dewi Syarifah, Universitas Jember

Doctor of Physics

Department of Physics

Indarta Kuncoro Aji, Kyushu University

Doctor of Engineering, Postdoctoral Research Associate

Faculty of Engineering Science

Zein Hanifah, Universitas Jember

Undergraduate student, Research Assistant

Department of Physics

Artoto Arkundato, Universitas Jember

Doctor of Science

Department of Physics

Gaguk Jatisukamto, Universitas Jember

Doctor of Engineering

Department of Mechanical Engineering

Посилання

  1. Electricity Market Report (2022). IEA. doi: https://doi.org/10.1787/71a62db8-en
  2. Global Electricity Review 2020 (2020). EMBER. Available at: https://resources.solarbusinesshub.com/solar-industry-reports/item/global-electricity-review-2020
  3. The Database on Nuclear Power Reactors (2022). IAEA. Available at: https://pris.iaea.org/pris/ Last accessed: 20.06.2022
  4. Aji, I. K., Waris, A. (2010). Studi pemanfaatan plutonium sebagai bahan bakar pada molten salt reactor FUJI-12. Available at: https://pdfcoffee.com/studi-pemanfaatan-plutonium-sebagai-bahan-bakar-pada-molten-salt-reactor-fuji-12-indarta-kuncoro-aji-2010-pdf-free.html
  5. James, R. A. (1978). The economics of thorium fuel cycles. Available at: https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:11560136
  6. Forsberg, C. W., Lewis, L. C. (1999). Uses For Uranium-233 : What Should Be Kept for Future Needs ? Available at: https://moltensalt.org/references/static/downloads/pdf/ORNL-6952.pdf
  7. Waris, A., Yulianti, Y., Shafii, M. A., Taufiq, I., Su’ud, Z., Aji, I. K. (2010). Comparative Study on 233 U and Plutonium Utilization in Molten Salt Reactor. Indonesian Journal of Physics, 21 (3).
  8. Aji, I. K., Waris, A. (2014). Preliminary study on weapon grade uranium utilization in molten salt reactor miniFUJI. AIP Conference Proceedings, 1615, 57–60. doi: http://doi.org/10.1063/1.4895861
  9. Hassan, A. A., Alassaf, S. H., Savander, V. I., Afanasyev, V. V., Abu Sondos, M. A. (2020). Investigation of using U-233 in thorium base instead of conventional fuel in Russian PWR by SERPENT Code. Journal of Physics: Conference Series, 1689 (1), 012031. doi: https://doi.org/10.1088/1742-6596/1689/1/012031
  10. Dunkle, N. J., Pathirana, V., Wheeler, A., Chvala, O., Skutnik, S. E. (2022). NERTHUS Thermal Molten Salt Reactor Neutronics and Fuel Cycle Model. SSRN Electronic Journal. doi: https://doi.org/10.2139/ssrn.4134072
  11. Surenkov, A. I., Ignatiev, V. V., Uglov, V. S. (2020). Corrosion phenomena induced by coolant , blanket and fuel salts : focus on stainless steels and high nickel alloys. IAEA TECDOC Ser., 204–211.
  12. Mikcus, I., (2021). Towards Efficient Monte Carlo Calculations in Reactor Physics. Stockholm, 89.
  13. Carney, S., Brown, F., Kiedrowski, B., Martin, W. (2014). Theory and applications of the fission matrix method for continuous-energy Monte Carlo. Annals of Nuclear Energy, 73, 423–431. doi: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.07.020
  14. Jones, L. V., Etter, D. E., Hudgens, C. R., Huffman, A. A., Rhinehammer, T. B., Rogers, N. E. et. al. (1962). Phase Equilibria in the Ternary Fused-Salt System LiF-BeF2,-UF4. Journal of the American Ceramic Society, 45 (2), 79–83. doi: https://doi.org/10.1111/j.1151-2916.1962.tb11084.x
  15. van der Meer, J. P. M., Konings, R. J. M., Oonk, H. A. J. (2006). Thermodynamic assessment of the LiF-BeF2-ThF4-UF4 system. Journal of Nuclear Materials, 357 (1-3), 48–57. doi: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.05.042
  16. Bahri, C. N. A. C. Z., Al-Areqi, W. M., Ruf, M. ’Izzat F. M., Majid, A. Ab. (2017). Characteristic of molten fluoride salt system LiF-BeF2 (Flibe) and LiF-NaF-KF (Flinak) as coolant and fuel carrier in molten salt reactor (MSR). AIP Conference Proceedings, 1799. doi: https://doi.org/10.1063/1.4972932
  17. Forsberg, C. W., Carpenter, D. M., Whyte, D. G., Scarlat, R., Wei, L. (2017). Tritium Control and Capture in Salt-Cooled Fission and Fusion Reactors. Fusion Science and Technology, 71 (4), 584–589. doi: https://doi.org/10.1080/15361055.2017.1289450
Neutronic analysis on molten salt reactor FUJI-12 using 235U as fissile material in LiF-BeF2-UF4 fuel

##submission.downloads##

Опубліковано

2022-10-30

Як цитувати

Mabruri, A. M., Syarifah, R. D., Aji, I. K., Hanifah, Z., Arkundato, A., & Jatisukamto, G. (2022). Нейтронний аналіз на рідкосольовому реакторі FUJI-12 з використанням 235U в якості подільного матеріалу в паливі LiF-BeF2-UF4 . Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, 5(8(119), 6–12. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.265798

Номер

Том 5 № 8(119) (2022): Енергозберігаючі технології та обладнання

Розділ

Енергозберігаючі технології та обладнання

Ліцензія

Авторське право (c) 2022 Ahmad Muzaki Mabruri, Ratna Dewi Syarifah, Indarta Kuncoro Aji, Zein Hanifah, Artoto Arkundato, Gaguk Jatisukamto

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.