Нейтронно-физический расчет и управление реактором АЭС на мокс-топливе

1.

guap.ru
Бакалаврская работа
«Нейтронно-физический расчет
и управление реактором АЭС на
МОКС-топливе»
Студент гр. 3914 Блинников Александр
Научный руководитель: к.т.н., доцент Егоров М. Ю.
14 июня
Санкт-Петербург, 2023

2.

Цель работы
Расчет и анализ основных нейтронно-физических
показателей теплового реактора АЭС на заданных
композициях
смешанного
уран-плутониевого
топлива.
2

3.

Задачи работы
Расчет и анализ эффективного коэффициента
размножения,
отравления,
коэффициента
воспроизводства
топлива
и
изменения
нейтронного потока реактора.
Оценка влияния заданных топливных сборок на
работу реактора типа ВВЭР-1000.
3

4.

Актуальность работы
Поиск альтернативных видов топлива для
ядерных реакторов
Необходимость
плутония
утилизации
оружейного
Ценность эксперимента для изучения и
реализации замкнутого ядерного цикла
4

5.

Исходные данные: состав топлива
Состав урана и
обогащение МОКС
Процентное соотношение изотопов плутония
Pu-238
Pu-239
Pu-240
Pu-241
Pu-242
(2%)*
(52%)*
(24%)*
(15%)*
(6%)*
0,03%
0,78%
0,36%
0,225%
0,09%
0,05%
1,3%
0,6%
0,375%
0,15%
0,07%
1,82%
0,84%
0,525%
0,21%
U238 (95%)
MOX 1 Pu (1,5%)
U235 (3,5%)
MOX 2 Pu (2,5%)
U235 (2,5%)
MOX 3 Pu (3,5%)
U235 (1,5%)
*от общего количества
плутония
5

6.

Метод четырех сомножителей
Коэффициент размножения в бесконечной
среде