Порівняльний аналіз швидкого газоохолоджуваного реактора з використанням гетерогенних конфігурацій активної зони з трьома і п’ятьма варіантами палива
DOI:
https://doi.org/10.15587/1729-4061.2024.298202Ключові слова:
порівняльний, варіанти палива, швидкий газоохолоджуваний реактор, гетерогенний, keff активна зона реактораАнотація
GFR або швидкий газоохолоджуваний реактор є одним із видів швидких реакторів IV покоління, в якому використовується дуже висока температура охолодження. Таким чином, для того, щоб розподіл потужності утворюваних нейтронів досягав безпечної та рівномірної граничної точки необхідна правильна конструкція активної зони реактора. Використання однорідної (гомогенної) активної зони реактора може дати пікову потужність. Цього можна уникнути, оскільки це призведе до аварії реактора. У даній роботі дослідники спробували порівняти результати аналізу двох гетерогенних конструкцій активної зони реактора, включаючи конфігурацію з 3 варіантами палива і 5 варіантами палива з використанням палива UN-PuN. Метою дослідження є визначення величини keff, одержуваної при обох типах варіантів палива протягом 5 років вигорання, а також визначення характеристик потоку нейтронів, швидкості ділення та продуктів ділення протягом 15 років вигорання. На початку дослідження було розраховано гомогенну та гетерогенну активні зони з 3 та 5 варіантами палива з моделюванням переносу нейтронів з використанням OpenMC. Результати розрахунків показують, що гетерогенна конфігурація активної зони з 5 варіантами палива за значенням keff є оптимальною в порівнянні з 3 варіантами палива, оскільки вона має найменше значення надлишкової реактивності. Характеристики потоку нейтронів та швидкості поділу для 5 варіантів палива мають більш рівномірний розподіл у порівнянні з 3 варіантами палива, що забезпечує підтримку часу життя нейтронів та терміну служби реактора. Залишковий плутонієвий матеріал вигорання та незначні актинідні відходи для 5 варіантів палива мають меншу масу, ніж для 3 варіантів палива. Реактори типу GFR з гетерогенними конструкціями активної зони для 5 варіантів палива мають більш високі результати нейтронного аналізу з точки зору критичності реактора, розподілу потужності нейтронів та утворення відходів. Зрештою, оптимізація об’ємної частки палива UN-PuN на рівні 60 % забезпечує оптимальне значення keff.
Спонсор дослідження
- The authors thanks to Direktorat Riset, Teknologi, dan Pengabdian kepada Masyarakat for the support by Hibah Pascasarjana Penelitian Tesis Magister (PPS-PTM) 2023 with the agreement number No. 5453/UN25.3.1/LT/2023.
Посилання
- 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
- Outlook Energi Indonesia 2021. Available at: https://www.slideshare.net/GbpGugun/bppt-outlook-energi-indonesia-2021pdf-260770253
- Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems (2014). Gen IV International Forum. Available at: https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2014-03/gif-tru2014.pdf
- Goldberg, S. M., Rosner, R. (2011). Nuclear Reactors: Generation to Generation. American Academy of Arts and Sciences. Available at: https://www.amacad.org/sites/default/files/academy/pdfs/nuclearReactors.pdf
- Syarifah, R. D., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D., Pattipawaej, S. C., Ilham, M. (2017). WITHDRAWN: Comparison of uranium plutonium nitride (Usingle bondPusingle bondN) and thorium nitride (Thsingle bondN) fuel for 500 MWth Gas Cooled Fast Reactor (GFR) longlife without refueling. International Journal of Hydrogen Energy. https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2017.07.183
- DOE Fundamentals Handbook Nuclear Physics and Reactor Theory. Volume 2 of 2 (1993). Department of Energy Washington DC. Available at: http://large.stanford.edu/courses/2014/ph241/alnoaimi2/docs/Nuclear-Volume2.pdf
- Lestari, M. A., Fitriyani, D. (2014). Pengaruh Bahan Bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX terhadap Nilai Breeding Ratio pada Reaktor Pembiak Cepat. Jurnal Fisika Unand, 3 (1), 14–19. Available at: http://jfu.fmipa.unand.ac.id/index.php/jfu/article/view/60
- Stainsby, R., Peers, K., Mitchell, C., Poette, C., Mikityuk, K., Somers, J. (2011). Gas cooled fast reactor research in Europe. Nuclear Engineering and Design, 241 (9), 3481–3489. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.08.005
- Dumaz, P., Allègre, P., Bassi, C., Cadiou, T., Conti, A., Garnier, J. C. et al. (2007). Gas-cooled fast reactors—Status of CEA preliminary design studies. Nuclear Engineering and Design, 237 (15-17), 1618–1627. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2007.03.018
- Raflis, H., Ilham, M., Su’ud, Z., Waris, A., Irwanto, D. (2021). Core Configuration Analysis for Modular Gas-cooled Fast Reactor (GFR) using OpenMC. Journal of Physics: Conference Series, 2072 (1), 012007. https://doi.org/10.1088/1742-6596/2072/1/012007
- 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. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/kem.733.47
- Ilham, M., Raflis, H., Suud, Z. (2021). Fuel Assembly Design Study for Modular Gas Cooled Fast Reactor using Monte Carlo Parallelization Method. Journal of Physics: Conference Series, 1772, 012025. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1772/1/012025
- Syarifah, R. D., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D. (2018). Neutronic Analysis of UN-PuN Fuel use FI-ITB-CHI Code for 500MWth GFR Long Life Without Refueling. Journal of Physics: Conference Series, 1090, 012033. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1090/1/012033
- Syarifah, R. D., Aula, M. H., Arkundato, A., Nugroho, A. T. (2023). Design Study of 300 MWth GFR with UN-PuN Fuel using SRAC-COREBN Code. ARPN Journal of Engineering and Applied Science, 18 (4), 264–270. Available at: https://repository.unej.ac.id/jspui/bitstream/123456789/116091/1/MIPA_JURNAL_Design%20Study%20of%20300MWth%20GFR%20with%20UN-PuN%20Fuel%20using%20SRAC-COREBN%20Code.pdf
- Novalianda, S. (2019). Power Flattening Desain Reaktor GFR Berbasis Bahan Bakar Uranium Plutonium Nitride (U, Pu)N. Journal of Electrical Technology, 4 (3), 140–143. Available at: https://jurnal.uisu.ac.id/index.php/jet/article/view/2070/1469
- Dewi Syarifah, R., Su’ud, Z., Basar, K., Irwanto, D. (2017). Fuel Fraction Analysis of 500 MWth Gas Cooled Fast Reactor with Nitride (UN-PuN) Fuel without Refueling. Journal of Physics: Conference Series, 799, 012022. https://doi.org/10.1088/1742-6596/799/1/012022
- 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
- Karomah, I., Mabruri, A. M., Syarifah, R. D., Trianti, N. (2023). Analysis of core configuration for conceptual gas Cooled Fast Reactor (GFR) using OpenMC. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir Tri Dasa Mega, 25 (2), 85. https://doi.org/10.55981/tdm.2023.6879
- The OpenMC Monte Carlo Code. OpenMC. Available at: https://docs.openmc.org/en/stable/
- Romano, P. K., Horelik, N. E., Herman, B. R., Nelson, A. G., Forget, B., Smith, K. (2015). OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code for research and development. Annals of Nuclear Energy, 82, 90–97. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.07.048
- 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
- Waltar, A. E., Reynalds, A. B. (1981). Fast Breeder Reactors. Pergamon Press. Available at: https://books.google.com.ua/books?hl=ru&lr=&id=4m6o1jMcIIIC&oi=fnd&pg=PR2&ots=cinb2vV2WU&sig=R8t2K0BrZ1oY5K4ek4-51xnOZzM&redir_esc=y#v=onepage&q&f=false
- Advances in Small Modular Reactor Technology Developments (2018). IAEA. Available at: https://aris.iaea.org/Publications/SMR-Book_2018.pdf
- Ilham, M., Raflis, H., Suud, Z. (2020). Full Core Optimization of Small Modular Gas-Cooled Fast Reactors Using OpenMC Program Code. Journal of Physics: Conference Series, 1493 (1), 012007. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1493/1/012007
- Raflis, H., Muhammad, I., Su’ud, Z., Waris, A., Irwanto, D. (2021). Reflector Materials Selection for Core Design of Modular Gas-cooled Fast Reactor using OpenMC Code. International Journal of Energy Research, 45 (8), 12071–12085. https://doi.org/10.1002/er.6042
- Harsanti, D. (2010). Sintesis dan Karakterisasi Boron Karbida dari Asam Borat, Asam Sitrat dan Karbon Aktif. Jurnal Sains & Teknologi Modifikasi Cuaca, 11 (1), 29. https://doi.org/10.29122/jstmc.v11i1.2178
- Mabruri, A. M., Syarifah, R. D., Aji, I. K., Hanifah, Z., Arkundato, A., Jatisukamto, G. (2022). Neutronic analysis on molten salt reactor FUJI-12 using 235U as fissile material in LiF-BeF2-UF4 fuel. Eastern-European Journal of Enterprise Technologies, 5 (8 (119)), 6–12. https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.265798
- Pattipawaej, S. C., Su’ud, Z. (2018). Preliminary Study of Long-life GFR 100 and 150 MWth. Journal of Physics: Conference Series, 1090, 012073. https://doi.org/10.1088/1742-6596/1090/1/012073
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2024 Fajri Prasetya, Ratna Dewi Syarifah, Iklimatul Karomah, Indarta Kuncoro Aji, Nuri Trianti
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.
