Бидний тухай
Багш ажилтан
In our previous works, two different spherical burnable poison particles (BPPs) as B4C and Gd2O3 in pin-in block type HTGR core had utilized to suppress the excess reactivity and to control long-term reactivity during the burnup period. In the present work, we performed the neutronic analysis of a prismatic HTGR operating at 850 ◦C with thermal power of 100 MW containing spherical and cylindrical BPPs and then studied the self-shielding effect of BPPs and shape effect. The calculations were performed when the surface area (1) or volume (2) of cylindrical BPPs equals to that of the spherical BPPs. The calculations showed that the neutronic parameters were slightly better for the second case than the first one, such as the excess reactivity of the reactor core at the beginning of the cycle were more suppressed, the core lifetime were more extended, and the fuel-burning were more efficiently. The neutron spectrum in each region of the cylindrical BBPs slightly differs than that of the spherical BPPs. Therefore, the self-shielding effect of BPPs on reactor core performance depends on the particle’s geometrical shape.
The present work presents analysis results of the core design optimizations for an annular, prismatic High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with passive decay-heat removal features. Its thermal power is 100 MWtand the operating temperature is 850C (1123 K). The neutronic calculations are done for the core with heterogeneous distribution of fuel and burnable poison particles (BPPs) to flatten the reactivity swing and power peaking factor (PPF) during the reactor operation as well as for control rod (CR) insertion into the core to restrain a small excess reactivity less than 1$. The next step of the study is done for evaluation of core reactivity coefficient of temperature.
Энэхүү өгүүлэлд манай улсад байгалийн хийн нөөц тогтоогдоогүй, эрчим хүчний анхдагч эх үүсвэрийн ихэнх нь хүрэн нүүрс, уран тул цөмийн эрчим хүчний өндөр температурын реактор ба өндөр температурын цахилгаан химийн төхөөрөмжийг хослон ашигласнаар цахилгааны ачааллыг тохируулах, ус, нүүрснээс устөрөгч үйлдвэрлэж экологийн үнэмлэхүй цэвэр цөм-устөрөгчийн эрчим хүчний үзэл баримтлалыг ойрын ирээдүйд хөгжүүлэх асуудлыг дэвшүүлж тавив.
Энэ ажилд 20%-ийн баяжуулалттай ураны исэл (UO2) бүхий TRISO түлштэй, 100 МВт-ийн дулааны чадалтай, 850оС температурт ажиллах, төвдөө ойлгогчтой, өндөр температурын хийн реакторын голомтод адил эзлэхүүнтэй эсвэл адил гадаргуун талбайтай бөөрөнхий болон цилиндр хэлбэртэй шатан шингээгч материал (ШШМ) бүхий бөмбөлөг бөөмсийг нэмж оруулан голомтын нейтроник шинж чанарт нөлөөлөх нөлөөг судлав. Уг тооцоололд Японы Атомын Энергийн Агентлагийн хөгжүүлсэн Монте Карло аргаар тооцоолдог MVP/GMVP:2.0 комьпютерийн кодыг, JENDL-4.0 цөмийн өгөгдлийн сангийн хамт ашиглав. Тооцооллын үр дүнгээс харвал, цилиндр хэлбэртэй ШШМ-ын бөөмс агуулсан голомтын тохиолдолд нейтроник үзүүлэлтүүд илт сайжирсан ба реактор ажиллаж эхлэх үеийн илүүдэл реактивитиг илүү сайн дарж, ажиллах хугацаа уртасч, түлшийг илүү үр дүнтэй шатааж байна.
Энэ ажилд Финландын Техникийн Судалгааны төвийн хөгжүүлсэн SERPENT2.1.30 Монте карло кодыг ашиглан 20%-ийн баяжуулалттай ураны исэл (UO2) бүхий TRISO түлш, 100 МВт-ийн чадалтай, 927оС температурт ажиллах төвдөө ойлгогчтой, өндөр температурын хийн реакторын голомтын дизайныг хийж нейтроник тооцооллыг гүйцэтгэв. Тооцоололдоо ENDF/B-VI.8 цөмийн урвалын өгөгдлийн санг ашиглав. Ийм голомтын тооцоог өмнө нь тасралтгүй энергийн мужид болох шилжилтийг Монте Карло аргаар тооцоолдог MVP/GMVP 2.0 комьпютерийн кодыг ашиглан нейтроник тооцооллуудыг гүйцэтгэж анализ хийсэн. Ижил аргаар тооцоолол гүйцэтгэдэг кодууд ашиглан гарган авсан үр дүнгүүдийн харьцуулалт хийв.
