Бага чадлын, хайлмал давсан хөргүүртэй реакторын голомтын дизайны нейтроник анализ
DOI:
https://doi.org/10.22353/physics.v39i631.10506Abstract
Энэхүү ажлаар 100 МВт дулааны чадалтай, хоёр урсгалтай Хайлмал Давсан Хөргүүртэй Үржүүлэгч Реактор (MSBR)-ын голомтын дизайныг хийж, Serpent кодоор нейтроник анализыг гүйцэтгэв. Тооцооллын үр дүнгээс харахад реактор нь бал чулуун удаашруулагчийн нөлөөгөөр дулааны нейтроны спектрээр ажиллаж, 232Th-ийн резонансын шингээлтийг ашиглан түлш үржүүлэх боломжтойг харуулж байна. Реактор ажиллаж эхлэх үед кэфф,0= 1.28 Δk/k байсан хэдий ч, түлш сэлгэлтгүй (batch) горимд ажиллахад 233Pa- изотопын хагас задралын хугацаа, голомтод үүсэж буй хуваагдлын бүтээгдэхүүний нөлөөллөөс хамаарч 50 хоногийн дараа критикээс доогуур төлөвт орж байна. Гэвч хувиргалтын харьцаа (Conversion Ratio) хугацаа өнгөрөх тусам нэмэгдэж 1.0-ээс их байгаа нь уг реактор онолын хувьд түлш үржүүлэн шатаах боломжтой нь харагдаж байна.
Downloads
References
IAEA. Power reactor information system.
IAEA. Thermophysical properties of materials for nuclear engineering: a tutorial and collection of data. International Atomic energy agency, Vienna.
https://www.gen-4.org/generation-iv-criteria-and-technologies/molten-salt-reactors-msr
С.Одмаа, Т.Жамъянсүрэн, Н.Норов. Задралын дулаанаа идэвхгүйгээр зайлуулах чадвартай, төвдөө ойлгогчтой, өндөр температурын хийн хөргөлттэй реакторын голомтын дизайны судалгаа. МУИС, Физик №25(478), 2017, 34-40.
S.Odmaa, T.Jamiyansuren, O.Toru etc., Design parameters in an annular, prismatic HTGR for passive decay heat removal. Annals of Nuclear Energy. 111 (2018) 441-448.
Odmaa Sambuu, Jamiyansuren Terbish. Burnable poison optimized on a long-life, annular HTGR core. Nuclear Engineering and Technology. Vol 54, issue 8, August 2022. p-3106-3116. https://doi.org/10.1016/j.net.2022.03.022
Jamiyansuren Terbish, Odmaa Sambuu. Geometrical shape and self-shielding effect of burnable poison particles on pin-in block type HTGR neutronic performance. Nuclear Engineering and Technology. Vol 56, issue 6, June 2024. p-2388-2394. https://doi.org/10.1016/j.net.2024.01.050
Alexander, L.G. Nuclear Aspects of Molten-salt reactors. In MacPherson, H.G., Fluid Fuel reactors, Atoms for peace, 1958.
B. A. Hombourger, Conceptual Design of a Sustainable Waste Burning Molten Salt Reactor, Ph.D. dissertation, École Polytechnique Fédérale de Lausanne (EPFL), Switzerland, 2018.
J.Leppanen, Serpent-a Continious-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup calculation code, VTT Technical Research Centre of Finland (2015)
M.B.Chadwick et al., ENDF/B-VII.0: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear data sheets, 107.12.2931 (2006). https://doi.org/10.1016/j.nds.2006.11.001
J. Krepel, B. Hombourger, and K. Mikityuk, "Fuel cycle performance of the Molten Salt Fast Reactor," Annals of Nuclear Energy, vol. 60, pp. 141–152, 2013
A. Rykhlevskii and K. D. Huff, "Modeling and simulation of the molten salt breeder reactor with the SERPENT 2 Monte Carlo code," in Proceedings of the Physics of Reactors Conference (PHYSOR 2018), Cancun, Mexico, April 2018.
Downloads
Published
Issue
Section
Categories
License
Copyright (c) 2026 Scientific transaction of the National University of Mongolia. Physics
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-ShareAlike 4.0 International License.
