Бидний тухай
Багш ажилтан
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.
Энэхүү судалгааны ажлаар 100 МВт дулааны чадлын төвдөө ойлгогчтой, ZrC агуулсан TRIZO эсвэл SiC агуулсан TRISO бүхий найман өөр хийцийн дэвшилтэт түлштэй Маш Өндөр Температурын Хийн-хөргүүртэй Реактор (МӨТХР)-ын голомтын нейтроник үзүүлэлтүүдийг харьцуулан судлав. Уг судалгааны ажилд тасралтгүй энергитэй нейтроны харилцан үйлчлэлийг Монте Карло аргаар тооцоолдог Японы Атомын Энергийн агентлагаас хөгжүүлсэн компьютерийн код болох MVP2.0, MVPBURN-ийг цөмийн өгөгдлийн сан JENDL-4.0-ийн хамт ашиглав. Судалгааны үр дүнгээс харахад TRIZO төрлийн түлш агуулсан, төвдөө ойлгогчтой, МӨТХР-ийн нейтроник үзүүлэлтүүд нь TRISO төрлийн түлш агуулсан төвдөө ойлгогчтой МӨТХР-ийнхаас илүү сайжирсныг олж тайлбарлав.
In the present work, we have focused to design an annular and solid cylindrical prismatic, very high temperature reactor core (VHTR). The fundamental neutronic analyses using the continuous energy Monte Carlo code MVP2.0 and MVPBURN with the nuclear data library of JENDL-4.0 are carried out for the core with power of 100 MWth. In the study, it was used the advanced TRISO fuel with a solid layer of ZrC deposited over the kernel in which 235U was enriched by 20% of. The preliminary neutronic results are compared between the cores operating at temperature of 850oC with and without ZrC additional layer and it shows that the effective neutron multiplication factor in BOC and discharged burnup are increased, while a core lifetime is reduced due to existence of the ZrC layer. Therefore, neutronic feature of an annular prismatic VHTR core with ZrCcontaining TRISO fuel is improved for long term operation as higher fuel burnup in effect of inner reflector.
In the present work, we have focused to design an annular and solid cylindrical prismatic, very high temperature reactor (VHTR) core. The fundamental neutronic analyses using the continuous energy Monte Carlo code MVP2.0 and MVPBURN with the nuclear data library of JENDL-4.0 were carried out for the core with power of 100 MWth. In the study, it was used the advanced TRISO fuel with a solid layer of ZrC deposited over the kernel in which 235U was enriched by 20% of. Moreover, we aimed to investigate the possibilities of using alternative thorium-based fuel composition in this reactor. The calculation had been carried out to compare neutronic results of differences between standard uranium dioxide fuel and thorium based fuel.
Энэхүү судалгааны ажлаар дэвшилтэт дизайнтай, 100 МВт чадалтай, Маш Өндөр Температурын Хийн-хөргүүртэй Реакторын (МӨТХР) голомтын дизайныг хийж, нейтроник анализыг гүйцэтгэн критик байдлын болон түлшний шаталтын тооцооллыг хийв. Энд уламжлалт TRISO түлшин дээр ZrC давхарга нэмсэн 20% баяжуулалттай сайжруулсан түлш TRIZO ашигласан. Сайжруулсан түлштэй голомтын дизайны үр дүнг уламжлалт TRISO түлштэй Өндөр Температурын Хийн Реактор (ӨТХР)-ын голомтын дизайнтай харьцуулахад реакторын ажиллах жил буурч байсан хэдий ч түлшний шаталт ихэсч байсан. Үүний шалтгааныг тодруулахын тулд ZrC давхаргын зузааныг өөрчлөн шинэ тооцооллуудыг гүйцэтгэв. Мөн ураны оксид түлшийг ураны оксикарбид түлшээр сольж, түүний нейтроник анализыг хийж харьцуулав. Уг судалгааны ажилд тасралтгүй энергитэй нейтроны харилцан үйлчлэлийг Монте Карло аргаар тооцоолдог Японы Атомын Энергийн агентлагаас хөгжүүлсэн компьютерийн код болох MVP2.0, MVPBURN-ийг цөмийн өгөгдлийн сан JENDL-4.0-ийн хамт ашиглав.
