Моделирование ядерно-физические процессов в керамическом ОЯТ

Abstract

Объектом исследования является смешанное уран-плутониевое мононитридное топливо. Цель работы – рассмотрение возможности использования смешанного уран-плутониевого мононитридного топлива в качестве перспективного топливного материала для действующих и проектных ЯЭУ. В процессе исследования проводились расчеты нуклидного состава облученных UO2, (U,Pu)O2, (U,Pu)N с использованием расчетного комплекса SCALE 5.0 (Origen-Arp). В результате исследования были получены расчетные данные по нейтронной активности ОЯТ, позволяющие оценить качественные и количественные различия радиационных характеристик рассматриваемых видов керамического ядерного топлива.

The object of the research is mixed uranium-plutonium mononitride fuel. Purpose - to consider the possibility of mixed uranium-plutonium mononitride fuel using as perspective fuel for active and project nuclear reactors. The study carried out nuclide composition calculations of irradiated UO2, (U,Pu)O2, (U,Pu)N using complex SCALE 5.0 (Origen-Arp). As a result of the study calculated data that includes neutron activity of SNF were obtained and that allows to estimate the qualitative and quantitative differences in the radiation characteristics of the species of a ceramic nuclear fuel.