Численная спектрометрия нейтронного излучения топлива ВВЭР

Abstract

Одним из путей улучшения свойств активной зоны ядерного реактора является использование модифицированного топлива. В данном исследовании выявлено, что использование элементов малой и средней атомной массы в качестве легирующих добавок малоэффективно, так как они являются целевыми для (?, n)-реакции, уменьшают ураноёмкость топливных таблеток и усложняют технологический процесс их изготовления. Выявлен наиболее оптимальный состав модифицированного топлива для ВВЭР-1200: UO2 + 0,2 ат.% AmO2. Проведенный нейтронно-физический расчёт в WIMS-D5B подтверждает эффективность использования AmO2 в качестве выгорающего поглотителя. Результаты расчета радиационных характеристик в Sources-4C показывают, что дозовая нагрузка при использовании топлива с AmO2 остаётся в допустимых пределах.

One of the ways to improve the properties of the reactor core is the use of modified fuel. In this study, it was found that the use of elements of low and medium atomic mass as alloying additives is ineffective, since they are targeted for the (?, n)-reaction, reduce the uranium content of fuel pellets and complicate the technological process of their manufacture. It was found that the most optimal composition of the modified fuel for VVER-1200 is UO2+0.2 at.% AmO2. The performed neutronic calculation using WIMS-D5B confirms the efficiency of using AmO2 as a burnable absorber. The results of calculating the radiation characteristics using Sources-4C show that the dose rate when using fuel with AmO2 remains within acceptable limits.