Фото: wikipedia.org

В рамках разработки энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах специалисты МИФИ создали специальный программный комплекс.

Информационный портал «РИА Новости» сообщает, что специалисты Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» в рамках атомного проекта «Прорыв» представили программный комплекс для моделирования процессов обращения ядерным топливом.

Напомним, проект «Прорыв» предполагает разработку технологий ядерного топливного цикла на основе реакторов на быстрых нейтронах. Важнейшим этапом данной программы является создание атомного энергоблока будущего с натриевым теплоносителем БН-1200 и опытно-демонстрационного энергетического комплекса с «быстрым» реактором с тяжелометаллическим свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.

Концепция замыкания топливного цикла для этих реакторов, среди прочего, подразумевает их самообеспечение ядерным «горючим» — плутонием, воспроизводство которого осуществляется на необогащенном уране, используемом в качестве сырьевого материала. Поэтому режимы работы конкретного реактора и его характеристики должны быть выбраны таким образом, чтобы выйти на режим самообеспечения реактора делящимися изотопами, и поддерживать его в процессе всего периода эксплуатации. Таким образом, встает задача моделирования процессов обращения с ядерным топливом таких реакторов.

Для решения этой задачи МИФИ в сотрудничестве с коллегами из Национального исследовательского центра «Курчатовский институт» разработали программный комплекс (код) REPRORYV (Recycle for PRORYV), моделирующий процессы обращения с ядерным топливом вне реакторов.

С помощью нового кода возможно оценивать влияние содержания плутония в ядерном топливе, условий переработки топлива, его потерь при переработке на итоговые нейтронно-физические характеристики реактора. Понимание, какие факторы и как влияют на эти характеристики, является чрезвычайно важным с точки зрения обеспечения надежной и безопасной работы ядерных реакторов.

Кроме того, с помощью нового программного комплекса можно рассчитывать нейтронно-физические характеристики любого по составу ядерного топлива. Помимо этого, REPRORYV позволяет решать задачи самообеспечения делящимися материалами «быстрых» реакторов, работающих в составе так называемой двухкомпонентной ядерной энергетической системы — совместно с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики.