Метал түлш, натри хөргүүтэй түлшээ үржүүлэн шатаах хурдан реакторын голомтын дизайны боломж

Authors

  • С Одмаа 1. Ногоон эрчим хүч, инженерчлэлийн тэнхим, ИТС, МУИС, Улаанбаатар, Монгол Улс 2. Цөмийн шинжлэх ухаан, технологийн үндэсний хүрээлэн, МУИС, Улаанбаатар, Монгол Улс https://orcid.org/0000-0001-5896-6113

DOI:

https://doi.org/10.22353/physics.v40i646.11070

Abstract

Уран түлшээ шатаахын зэрэгцээ их хурдтайгаар үржүүлж үйлдвэрлээд, шатаан эрчим хүч үйлдвэрлэх хурдан реактор нь цөмийн эрчим хүчний реакторын дэвшилтэт нэг төрөл юм. Ийм реакторт байгалийн ураныг ашиглах нь түлшээ үржүүлэх нөхцлийг бүрдүүлдэг. Баяжуулаагүй уранаас бүрдэх голомтыг критик төлөвт ажиллуулахын тулд нейтроны урсгал өндөртэй байршилд хуваагдах изотопын атомын нягт өндөр түлшийг үе үе сэлгэн байрлуулж, голомтод үүсэх нейтроны тоог нэмэгдүүлэх арга хэрэглэдэг. Түлшээ үржүүлэн шатаах реакторын голомтын дизайны боломжийг түлш, бүрээс, хөргүүрийн янз бүрийн материалын хослолд судалсан. Энэ ажлын зорилго нь нийт жингийн 2 хувьд цирконы агуулсан метал уран (U-2Zr) түлштэй, шингэн натри хөргүүртэй, сэлгэн байрлуулах схемтэй, түлшээ үржүүлэн шатаах хурдан реакторын голомтын тэнцвэрт төлөвийн болон дулааны гидравликийн анализыг гүйцэтгэн, нейтроникийн ба халуун сувгийн үзүүлэлтийг тодорхойлсноор дизайны боломжийг үнэлэх юм.

Downloads

Download data is not yet available.

References

International Atomic Energy Agency, Power reactor information system, https://pris.iaea.org/pris/ (current as of June.05, 2026).

Ellis.T, et al., TWRs: A truly sustainable and full-scale resource for global energy needs. Proceedings of ICAPP’10, SanDiego, CA, USA, June 13-17, 2010, Paper 10189.

Gilleland. J, R. Petroski, and K. Weaver, The traveling wave reactor: design and development, Engineering, 2, 88–96 (2016).

Sekimoto. H. and K. Ryu, A New Reactor Burnup Concept CANDLE, Proc. Physor 2000, Pittsburgh, Pennsylvania, American Nuclear Society (2000).

Sekimoto. H, Application of CANDLE Burnup Strategy for Future Nuclear Energy Utilization, Prog. Nucl. Energy, 47, 91, 1 (2005); https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2005.05.007

Greenspan. E, A phased development of B&B reactors for enhanced nuclear energy sustainability. Sustainablility 4, 2745-2764, (2012). doi:10.3390/su4102745

Qvist. S and E. Greenspan, “Design space analysis for B&B reactor cores,” Nucl. Sci. Eng, 182, 197-212, (2016). http://dx.doi.org/10.13182/NSE14-135

Obara. T, K.Kuwagaki and J.Nishiyama, “Feasibility of burning wave fast reactor concept with rotational fuel shuffling,”Proc. of International Conference of Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), IAEA-CN245-051, Yekaterinburg, Russia, 26-29 June 2017 (2017).

Kuwagaki. K, J.Nishiyama and T.Obara, “Concept of Stationary Wave Reactor with Rotational Fuel Shuffling,” Nucl.Sci.Eng, 191, 178-186, (2018). https://doi.org/10.1080/00295639.2018.1463744

Kuwagaki. K, J.Nishiyama and T.Obara, “Concept of breed and burn reactor with spiral fuel shuffling,” Ann.Nucl.Energy, 127, 130-138 (2019). https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.12.006

Sambuu. O, et al., Neutron balance features in Breed-and-Burn fast reactors, Nucl. Sci. Eng., 196, 322-341, (2022).

С.Одмаа. Түлшээ үржүүлэн шатаах хурдан реакторын нейтроны тоог нэмэгдүүлэх боломжууд. МУИС, ФИЗИК. No 35 (594), , xx1-8 (2024) https://doi.org/10.22353/physics.v34i577.5914

Sambuu. O, et al., Feasibility of breed-and-burn reactor core design with nitride fuel and lead coolant, Ann. Nucl. Energy., 182.109583 (2023); https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109583

Sambuu. O, et al., Concept of Lead-Cooled Rotational Fuel-Shuffling Breed-and-Burn Fast Reactor. Transactions of the American Nuclear Society, 127, (1), 1052-1054 (2022)

Sambuu. O, et al., Feasibility of RFBBs with Silicide Fuel and Sodium Coolant, Accepted in publication to Transactions of the American Nuclear Society, Washington. D.C., November 12-15, 2023.

Sambuu.O, Van Khanh Hoang, Tsendsuren Amarjargal, Toru Obara. Fuel cycle features of RFBB fast reactor with advanced fuel. Journal of Nuclear Science and Technology. https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2452455

Тэмүүлэн. А., С.Одмаа. U3Si2 түлштэй түлшээ үржүүлэн шатаах хурдан реакторын голомтын дизайны харьцуулалт. МУИС-Физик, 39,631, хх1-12 (2026). https://doi.org/10.22353/physics.v39i631.10496

Van Khanh Hoang, Odmaa Sambuu, Jun Nishiyama & Toru Obara (2022). Feasibility of Sodium-Cooled Breed-and-Burn Reactor with Rotational Fuel Shuffling, Nuclear Science and Engineering, 196:1, 109-120, https://doi.org/ 10.1080/00295639.2021.1951063

Van Khanh Hoang, Odmaa Sambuu, Jun Nishiyama & Toru Obara (2023): Impact of the Melt-Refining Process on the Performance of Sodium-Cooled Rotational Fuel-Shuffling Breed-and-Burn Reactors, Nuclear Science and Engineering, https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2153639

Leppänen. J, Serpent–a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, VTT Technical Research Centre of Finland (2015).

Chadwick. M.B., et al., ENDF/B-VII.0: Next Generation Evaluated Nuclear Data Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear data sheets, 107, 12, 2931 (2006).

B. Pellaud, Proliferation Aspects of Plutonium Recycling, J. of Nucl. Mat. Management, Vol XXXI, No. I, 30-38 (2002).

COMSOL AB, 2020, COMSOL-5.6. Multiphysics Modelling, Finite Element Analysis, and Engineering Simulation Software, https://www.comsol.com (current as of June, 2021).

Huaming Li, et.al., Thermodynamic properties of liquid sodium under high pressure. AIP Advances 7, 045305 (2017). https://doi.org/10.1063/1.4980023

Tucek, K., et al., 2006. Comparison of sodium and lead-cooled fast reactors regarding reactor physics aspects, severe safety and economical issues, Nucl. Eng. Des., 236, 1589-1598

Sobolev, V., 2011. Database of thermophysical properties of liquid metal coolants for GEN-IV, SCK-CEN-BLG-1069, Scientific report of the Belgian Nuclear Research Centre, Belgium.

Chen. Y, Irradiation effects of HT-9 martensitic steel, Nucl.Eng.Tech., 45, 311-322 (2013).

Ahn, S., Irukuvarghula, S., & McDeavitt, S. M. (2014). Thermophysical investigations of the uranium-zirconium alloy system. Journal of Alloys and Compounds, 611, 355-362. https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2014.05.126

Downloads

Published

2026-10-26