Нейтронна конструкція малого модульного водяного реактора під тиском на карбідному паливі торію на рівні потужності 300–500 МВт
DOI:
https://doi.org/10.15587/1729-4061.2024.290996Ключові слова:
торій, конструкція сердечника, доплерівська реактивність, коефіцієнт пористості, CITATIONАнотація
У цьому дослідженні представлено нейтронну конструкцію невеликого модульного реактора з водою під тиском (МВТ) з тривалим терміном служби, на якому використовується паливо з карбіду торію з розщеплюваним матеріалом 233U. Цільовою оптимізацією для цього дослідження є реактор, розрахований на роботу протягом 20 років, з надлишковою реактивністю протягом усього робочого циклу реактора постійно нижче 1,00 % dk/k. Аналіз передбачає поділ активної зони реактора на три паливні області з рівнями збагачення 233U в діапазоні від 3 % до 8 %, з різницею в 1 % для кожної паливної області. Щоб досягти оптимальних умов, до палива довільно додавали 231 Па. Об’ємна частка палива в цій конструкції змінювалася від 30 % до 65 % із зміною на 5 %. Варіації рівня потужності також досліджувалися в межах 300–500 МВт з кроком 50 МВт. Розрахунки проводилися за допомогою програми Standard Reactor Analysis Code (SRAC) з модулями PIJ і CITATION для розрахунків клітин і керна з використанням нуклідних даних JENDL4.0. Нейтронні розрахунки показують, що паливо з об’ємною часткою 60 % досягає оптимальних умов на рівні потужності 300 МВт·год. Найкращі показники спостерігалися з об’ємною часткою палива 65 %, досягаючи оптимальних умов на рівнях потужності від 300 до 500 МВт. Для палива з найкращими характеристиками розподіл щільності потужності для низьких і високих рівнів потужності відповідає тій самій моделі радіально та аксіально. Піковий коефіцієнт потужності (ПКП) для всіх конфігурацій палива, що наближаються до оптимальних умов, залишається нижче двох, що є безпечною межею для ПКП. Інші параметри нейтронної безпеки, такі як коефіцієнт Доплера та коефіцієнт пористої фракції, також залишаються в безпечних межах для ПКП, при цьому обидва значення залишаються від’ємними протягом усього робочого циклу реактора
Посилання
- Nuclear Power in the World Today. Available at: https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/nuclear-power-in-the-world-today.aspx
- Cummins, W. E., Matzie, R. (2018). Design evolution of PWRs: Shippingport to generation III+. Progress in Nuclear Energy, 102, 9–37. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.08.008
- Morales Pedraza, J. (2017). Small Modular Reactors for Electricity Generation. Springer International Publishing. https://doi.org/10.1007/978-3-319-52216-6
- Mittag, S., Kliem, S. (2011). Burning plutonium and minimizing radioactive waste in existing PWRs. Annals of Nuclear Energy, 38 (1), 98–102. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2010.08.012
- Li, J., Li, X., Cai, J. (2021). Neutronic characteristics and feasibility analysis of micro-heterogeneous duplex ThO2-UO2 fuel pin in PWR. Nuclear Engineering and Design, 382, 111382. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111382
- Galahom, A. A., Mohsen, M. Y. M., Amrani, N. (2022). Explore the possible advantages of using thorium-based fuel in a pressurized water reactor (PWR) Part 1: Neutronic analysis. Nuclear Engineering and Technology, 54 (1), 1–10. https://doi.org/10.1016/j.net.2021.07.019
- Mirvakili, S. M., Alizadeh Kavafshary, M., Joze Vaziri, A. (2015). Comparison of neutronic behavior of UO2 , (Th- 233 U)O 2 and (Th- 235 U)O2 fuels in a typical heavy water reactor. Nuclear Engineering and Technology, 47 (3), 315–322. https://doi.org/10.1016/j.net.2014.12.014
- Baldova, D., Fridman, E., Shwageraus, E. (2014). High conversion Th-U233 fuel for current generation of PWRs: Part I – Assembly level analysis. Annals of Nuclear Energy, 73, 552–559. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.05.017
- Gorton, J. P., Collins, B. S., Nelson, A. T., Brown, N. R. (2019). Reactor performance and safety characteristics of ThN-UN fuel concepts in a PWR. Nuclear Engineering and Design, 355, 110317. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110317
- Mohsen, M. Y. M., Abdel-Rahman, M. A. E., Galahom, A. A. (2021). Ensuring the possibility of using thorium as a fuel in a pressurized water reactor (PWR). Nuclear Science and Techniques, 32 (12). https://doi.org/10.1007/s41365-021-00981-0
- Maiorino, J. R., Stefani, G. L., Moreira, J. M. L., Rossi, P. C. R., Santos, T. A. (2017). Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed U/ThO2 core – Part I: Parametric studies. Annals of Nuclear Energy, 102, 47–55. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.12.010
- Akbari-Jeyhouni, R., Rezaei Ochbelagh, D., Maiorino, J. R., D’Auria, F., Stefani, G. L. de (2018). The utilization of thorium in Small Modular Reactors – Part I: Neutronic assessment. Annals of Nuclear Energy, 120, 422–430. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.06.013
- Lau, C. W., Nylén, H., Demazière, C., Sandberg, U. (2014). Reducing axial offset and improving stability in PWRs by using uranium–thorium fuel. Progress in Nuclear Energy, 76, 137–147. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.05.016
- Vaidyanathan, S. (2021). Transitioning to a Sustainable Thorium Fuel Cycle in Pressurized Water Reactors Using Bimetallic Thorium-Zirconium Alloy Cladding. Nuclear Technology, 207 (12), 1793–1809. https://doi.org/10.1080/00295450.2020.1846987
- Peakman, A., Owen, H., Abram, T. (2021). Core design and fuel behaviour of a small modular pressurised water reactor using (Th,U)O2 fuel for commercial marine propulsion. Progress in Nuclear Energy. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2021.103966
- 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. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/amr.772.524
- Syarifah, R. D., Aula, M. H., Ardianingrum, A., Janah, L. N., Maulina, W. (2022). Comparison of thorium nitride and uranium nitride fuel on small modular pressurized water reactor in neutronic analysis using SRAC code. Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, 2 (8 (116)), 21–28. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.255849
- Kim, T. K., Grandy, C., Hill, R. N. (2009). Carbide and Nitride Fuels for Advanced Burner Reactor. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09) - Challenges and Opportunities. Available at: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/41/070/41070109.pdf
- Lapanporo, B. P., Su’ud, Z. (2022). Parametric Study of Thorium Fuel Utilization on Small Modular Pressurized Water Reactors (PWR). Journal of Physics: Conference Series, 2243 (1), 012062. https://doi.org/10.1088/1742-6596/2243/1/012062
- 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. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2007.10.029
- Dobuchi, N., Takeda, S., Kitada, T. (2016). Study on the relation between Doppler reactivity coefficient and resonance integrals of Thorium and Uranium in PWR fuels. Annals of Nuclear Energy, 90, 191–194. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.11.018
- Functional Design of Reactivity Control Systems. AP1000 Design Control Document. Available at: https://www.nrc.gov/docs/ML1117/ML11171A448.pdf
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2024 Boni Pahlanop Lapanporo, Zaki Su’ud, Asril Pramutadi Andi Mustari
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.