Предварительное исследование о переходе к ториевому топливному циклу в жидкосолевом реакторе SD-TMSR
https://doi.org/10.1134/S2304487X20040021
Аннотация
Ключевые слова
жидкосолевой реактор,
ториевый топливный цикл,
непрерывная переработка,
метод Монте-Карло,
выгорание,
реактивность
При поддержке: Работа финансировалась Программой конкурентоспособности МИФИ
Об авторах
О. Ашраф
Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”; Университет Айн-Шамс
Россия
Россия
115409
Москва
Египет
11341
Каир
А. Д. Смирнов
Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”
Россия
Россия
115409
Москва
С. Н. Рыжов
Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”
Россия
Россия
115409
Москва
Г. В. Тихомиров
Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”
Россия
Россия
115409
Москва
Список литературы
1. U. S. DoE, “A technology roadmap for generation {IV} nuclear energy systems,” in Nuclear {Energy} {Research} {Advisory} {Committee} and the {Generation} {IV} {International} {Forum}, 2002. P. 48–52.
2. Siemer D. D. “Why the molten salt fast reactor (MSFR) is the ‘best’ gen IV reactor,” Energy Sci. Eng. 2015. V. 3. № 2. P. 83–97.
3. Rosenthal M. W., Kasten P. R., Briggs R. B. “Molten-Salt Reactors–History, Status, and Potential,” Nucl. Appl. Technol. 1970. V. 8. № 2. P. 107–117.
4. Pioro I. L. Handbook of Generation IV Nuclear Reactors. 2016.
5. Li G. C. et al. “Optimization of Th-U fuel breeding based on a single-fluid double-zone thorium molten salt reactor,” Prog. Nucl. Energy. Sep. 2018. V. 108. P. 144–151.
6. Nuttin A. et al. “Potential of thorium molten salt reactors detailed calculations and concept evolution with a view to large scale energy production,” Prog. Nucl. Energy. 2005. V. 46. № 1. P. 77–99.
7. Rykhlevskii A., Bae J. W., Huff K. D. “Modeling and simulation of online reprocessing in the thorium-fueled molten salt breeder reactor,” Ann. Nucl. Energy. 2019. V. 128. P. 366–379.
8. Betzler R., Powers J. J., Worrall A. “Modeling and simulation of the start-up of a thorium-based molten salt reactor,” in Proc. {Int}. {Conf}. {PHYSOR}, 2016.
9. Zou Y., Cai C. Z., Yu C. G., Wu J. H., Chen J. G. “Transition to thorium fuel cycle for TMSR,” Nucl. Eng. Des., 2018.
10. Heuer D., Merle-Lucotte E., Allibert M., Brovchenko M., Ghetta V., Rubiolo P. “Towards the thorium fuel cycle with molten salt fast reactors,” Ann. Nucl. Energy. Feb. 2014. V. 64. P. 421–429.
11. Ashraf O., Smirnov A. D., Tikhomirov G. V. “Modeling and criticality calculation of the Molten Salt Fast Reactor using Serpent code,” J. Phys. Conf. Ser. Mar. 2019. V. 1189. P. 012007.
12. Ashraf O., Smirnov A. D., Tikhomirov G. V. “Nuclear fuel optimization for molten salt fast reactor,” in Journal of Physics: Conference Series. 2018. V. 1133. № 1.
13. Fiorina C. “The molten salt fast reactor as a fast spectrum candidate for thorium implementation,” Politecnico Di Milano, 2013.
14. Fiorina C. et al. “Investigation of the {MSFR} core physics and fuel cycle characteristics,” Prog. Nucl. Energy. Sep. 2013. V. 68. P. 153–168.
15. Zou C., Zhu G., Yu C., Zou Y., Chen J. “Preliminary study on TRUs utilization in a small modular Th-based molten salt reactor (smTMSR),” Nucl. Eng. Des., V. 339. № August. 2018. P. 75–82.
16. Leppanen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. “The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013,” Ann. Nucl. Energy. Aug. 2015. V. 82. P. 142–150.
17. Robertson R. C. “Conceptual {Design} {Study} of a {Single}-{Fluid} {Molten}-{Salt} {Breeder} {Reactor}.,” Jan. 1971.
18. Mark J. C., Hippel F. V. O. N., Lyman E., “Science & Global Security”: The Technical Basis for Arms Control, Disarmament, and Nonproliferation Initiatives Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium.” 1972. V. 4. № July 2014. P. 37–41.
19. Aufiero M., Cammi A., Fiorina C., Leppänen J., Luzzi L., Ricotti M. E. “An extended version of the SERPENT-2 code to investigate fuel burn-up and core material evolution of the Molten Salt Fast Reactor,” J. Nucl. Mater. Oct. 2013. V. 441. № 1–3. P. 473–486.
20. Isotalo A. E., Pusa M. “Improving the Accuracy of the Chebyshev Rational Approximation Method (CRAM) by Using Substeps,” Nucl. Sci. Eng. 2016. V. 183. № 1. P. 65–77.
21. Ignatiev V., Feynberg O., Gnidoi I. “Progress in Development of Li,Be,Na/F Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter Concept.” 2007. V. 13–18. P. 7548.
Рецензия
Для цитирования:
Ашраф О., Смирнов А.Д., Рыжов С.Н., Тихомиров Г.В. Предварительное исследование о переходе к ториевому топливному циклу в жидкосолевом реакторе SD-TMSR. Вестник НИЯУ МИФИ. 2020;9(4):305-314. https://doi.org/10.1134/S2304487X20040021
For citation:
Ashraf O., Smirnov A.D., Ryzhov S.N., Tikhomirov G.V. Preliminary Study on Transition to Thorium Fuel Cycle in SD-TMSR. Vestnik natsional'nogo issledovatel'skogo yadernogo universiteta "MIFI". 2020;9(4):305-314. (In Russ.) https://doi.org/10.1134/S2304487X20040021
Просмотров:
115
Послать статью по эл. почте 