Проект «Прорыв»: Россия разработала программный комплекс для ядерных «реакторов будущего»
В рамках разработки энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах специалисты МИФИ создали специальный программный комплекс.
Информационный портал сообщает, что специалисты Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» разработали программный комплекс, который поможет моделировать процессы обращения с ядерным топливом в рамках российского атомного проекта «Прорыв» и тем самым эффективно осваивать технологии, необходимые для развития атомной энергетики будущего.
Проект «Прорыв» направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.
В рамках проекта «Прорыв» реализуется проект атомного энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200 и проект 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.
По словам разработчиков, программный код моделирует процесс загрузки и перегрузки ядерного топлива в активных зонах «быстрых» реакторов и его переработки. Целью создания кода стал анализ возможности осуществления режима самообеспечения реактора топливом на протяжении всего его срока службы.
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.
Заместитель директора Института ядерной физики и технологий МИФИ Георгий Тихомиров отметил, что код REPRORYV универсален в том плане, что он пригоден для моделирования процессов обращения с топливом не только эксплуатируемых сейчас реакторов на быстрых нейтронах, но и любых других перспективных установок такого типа.
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.
Материал подготовил Сергей Перелесов