بررسی برخی جنبه‌های مهم ایمنی ذاتی رآکتور برست-300، رآکتور سریع نسل چهارم خنک شده با سرب

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشکده ی مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 19838963113، تهران ـ ایران

2 گروه پژوهشی ایمنی هسته ای و حفاظت پرتوی، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 836-14395، تهران ـ ایران

چکیده

در این مطالعه، یک طراحی روسی از رآکتورهای سریع خنک شده با سرب مذاب، با سوخت ترکیبی اورانیم- پلوتونیم نیترید انتخاب شد. برای نشان دادن این مهم که طراحی مذکور از ایمنی ذاتی به عنوان یکی از معیارهای پیشنهادی نسل چهارم رآکتورهای هسته‌ای برخوردار است، شبیه‌سازی دقیقی از قلب با کمک کد محاسباتی MCNP انجام شد. سطح مقطع‌های مواد موجود در قلب با استفاده از نرم‌افزارهای MAKXF و NJOY در دماهای مختلف تهیه و برخی پارامترهای پویا و ناپویا نظیر ضریب تکثیر مؤثر قلب، کسر مؤثر و شش گروهی نوترون‌های تأخیری محاسبه شدند. بازخورهای واکنش‌پذیری حرارتی با تغییر مشخصه‌ها و اندازه‌های مؤلفه‌های قلب در کد MCNP و مشاهده‌ی اثر آن بر روی keff محاسبه شدند. یک مدل سیستمی کامل، با لحاظ نمودن زیرسیستم‌های نوترونی و ترموهیدرولیکی و بازخورهای حرارتی تهیه و بر مبنای آن ضریب توانی واکنش‌پذیری و حاشیه‌ی واکنش‌پذیری (معیاری از واکنش‌پذیری بیشینه‌ی قابل تزریق به قلب) محاسبه شد. بر این اساس با توجه به این که مقدار این حاشیه‌ی واکنش‌پذیری کم‌تر از کسر مؤثر نوترون‌های تأخیری قلب است، این طراحی مجهز به ایمنی ذاتی دانسته شده است چرا که امکان بحرانی شدگی آنی در اثر تزریق واکنش‌پذیری در دسترس وجود ندارد. هم‌زمان برخی حالت‌های گذرا نیز به منظور اثبات ایمنی ذاتی قلب در نظر گرفته شدند. تحلیل پایداری پویا بر مبنای تشکیل ماتریس گذر حالت برای معادله‌های معرف سیستم و محاسبه‌ی ویژه مقدارهای این ماتریس که همان قطب‌های سیستم‌اند، نیز انجام شد. مجموعه‌ای از قطب‌ها که همگی دارای بخش حقیقی منفی‌اند، خود معرف یک سیستم پایدار پویا بوده و معیار دیگری از ایمنی ذاتی است.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Study of some important aspects of inherent safety of BREST-300, generation IV lead-cooled fast reactor

نویسندگان [English]

  • Mohammad Zarei Binabaj 1
  • Naeimodin Mataji Kojouri 2
  • Abdolhamid Minuchehr 2
چکیده [English]

A Russian design of Lead- cooled Fast Reactor (LFR) with a mixed uranium-plutonium nitride fuel is chosen as a case study. In order to demonstrate the inherent safety considered in this proposed design in the framework of Generation IV of nuclear reactors, a precise simulation of core has been attempted using MCNP lattice features. The material cross sections have been developed by NJOY & MAKXSF at different temperature levels. Meanwhile, certain static and dynamic parameters such as core effective multiplication factor (keff), group-wise and effective delayed neutron fractions are derived. Thermal reactivity feedbacks are calculated by changing the core composition and layout in the MCNP and inspecting its effect on keff. A complete systemic model comprising neutronic, thermal hydraulic (for hot channel) and feedbacks sub-systems has been developed. The power reactivity coefficient and reactivity margin (indicative of the maximum reactivity available to insert into the reactor core) are derived afterwards and it is demonstrated that the BREST reactor is equipped with inherent safety, and its reactivity margin stands well below the value of eff. The reactor, therefore, does not undergo prompt-criticality phenomena in available reactivity insertion accidents. Meanwhile, certain transient analyses are taken into account to verify the reactor intrinsic safety. Besides, a stability analysis through the formation of state transition matrix for the system describing equations and calculation of its eigenvalues which represent the system poles has been conducted. A set of poles with negative real parts stands for a dynamically stable system which is also a measure of the inherent safety.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Inherent safety
  • Lead-cooled fast reactor
  • Reactivity margin
  • Thermal reactivity feedback

[1] A. Waltar, D. Todd, P. Tsvetkov, Fast spectrum reactors, Springer (2011).

 

[2] S.M. Goldberg, R. Rosner, Nuclear reactors: generation to generation, American Academy of Arts & Sciences (2011).

 

[3] J. Lamarsh, A.J. Baratta, Introduction to nuclear engineering, Prentice Hall (2001).

 

[4] M. Hashim, Y. Ming, A.S. Ahmed, Review of severe accident phenomena in LWR and related severe accident analysis codes, Research Journal of Applied Sciences, Engineering and Technology, 5, 12 (2013).

 

[5] P. Hejzlar, N.E. Todreas, E. Schwageraus, A. Nikiforova, R. Petroski, M.J. Driscoll, Cross comparisons of fast reactor concepts with various coolants, Nuclear Engineering and Design, 239 (2009).

 

[6] A. Alemberti, J. Carlsson, E. Malambu, A. Orden, D. Struwe, P. Agostini, S. Monti, European lead cooled fast reactor: ELSY, Nuclear Engineering and Design, doi: 10.1016/j.nucengdes, 2011.03.029, (2011).

 

[7] T.R. Allen, D.C. Crawford, Lead-cooled fast reactor systems and the fuels and materials challenges, Science and Technology of Nuclear Installations, doi:10.1155/2007/97486, (2007).

 

[8] E.O. Adamov, White book of nuclear power, RDIPE, Moscow (1998).

 

 

 

[9] E.O. Adamov, V.V. Orlov, Naturally safe lead cooled fast reactors for large scale nuclear power, RDIPE, Moscow (2001).

 

[10] E.E. Lewis, Nuclear power reactor safety, John Wiley & Sons (1978).

 

[11] Los Alamos National Laboratory, MCNP 5 manual, I, II, III (2008).

 

[12] R.E. Mc Farlane, D.W. Muir, The NJOY nuclear data processing system version 91, (1994).

 

[13] Forrest. B. Brown, The MAKXSF code with doppler broadening, Los Alamos National Laboratory (2006).

 

[14] Matthew Johnson, Scott Lucas, P. Tsvetkov, Modeling of reactor kinetics and dynamics, Idaho National Laboratory, INL/EXT-19953-10 (2010).

 

[15] N.E. Todreas, M.M. Kazimi, Nuclear Systems, Taylor & Francis (1991).

 

[16] L.E. Weaver, Nuclear reactor dynamics and control, American Elsevier Publishing Company, INC (1968).