Расчетный анализ применения мокс-топлива в ядерных реакторах на тепловых нейтронах

1.

Санкт-Петербургский государственный университет
аэрокосмического приборостроения
РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ
ПРИМЕНЕНИЯ МОКС-ТОПЛИВА В
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ НА
ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Докладчик: Блинников Александр Александрович, студент 4 курса
Научный руководитель: Егоров Михаил Юрьевич, к.т.н., доцент

2.

АКТУАЛЬНОСТЬ
Предпосылки к использованию МОКС-топлива:
- Утилизация оружейного плутония (принцип нераспространения ядерного оружия)
- Значительная экономия урана-235 на фоне дефицита природных залежей ядерного
топлива

3.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ
Нейтронно-физический расчет реактивности реактора ВВЭР-1000 для различных
вариантов концентрации плутония в топливе:
238U 95%
238Pu
239Pu
240Pu
241Pu
242Pu
2%
52%
24%
15%
6%
30%, 1,5% Pu
0,03%
0,78%
0,36%
0,225%
0,09%
50%, 2,5% Pu
0,05%
1,3%
0,6%
0,375%
0,15%
60%, 3,5% Pu
0,07%
1,82%
0,84%
0,525%
0,21%

4.

МЕТОДИКА РАСЧЕТА
Расчет коэффициента размножения в бесконечной среде выполнен в четырех-групповом приближении:
1