МОСКВА, 24 окт — РИА Новости. Российские специалисты в области ядерной физики разработали программный комплекс, который поможет моделировать процессы обращения с ядерным топливом в рамках российского атомного проекта "Прорыв" и тем самым эффективно осваивать технологии, необходимые для развития атомной энергетики будущего.
В рамках проекта "Прорыв" реализуется проект атомного энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200 и проект опытно-демонстрационного энергетического комплекса с "быстрым" реактором с тяжелометаллическим свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.
Концепция замыкания топливного цикла для этих реакторов, среди прочего, подразумевает их самообеспечение ядерным "горючим" — плутонием, воспроизводство которого осуществляется на необогащенном уране, используемом в качестве сырьевого материала. Поэтому режимы работы конкретного реактора и его характеристики должны быть выбраны таким образом, чтобы выйти на режим самообеспечения реактора делящимися изотопами, и поддерживать его в процессе всего периода эксплуатации. Таким образом, встает задача моделирования процессов обращения с ядерным топливом таких реакторов.
Для решения этой задачи специалисты Национального исследовательского ядерного университета "МИФИ" (Москва) в сотрудничестве с коллегами из Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" разработали программный комплекс (код) REPRORYV, моделирующий процессы обращения с ядерным топливом вне реакторов.
Как пояснили РИА Новости разработчики, программный код REPRORYV (Recycle for PRORYV) моделирует процесс загрузки и перегрузки ядерного топлива в активных зонах "быстрых" реакторов и его переработки. Целью создания кода стал анализ возможности осуществления режима самообеспечения реактора топливом на протяжении всего его срока службы.
Как сообщил РИА Новости заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ Георгий Тихомиров, код REPRORYV универсален в том плане, что он пригоден для моделирования процессов обращения с топливом не только эксплуатируемых сейчас реакторов на быстрых нейтронах, но и любых других перспективных установок такого типа.
Кроме того, с помощью нового программного комплекса можно рассчитывать нейтронно-физические характеристики любого по составу ядерного топлива. Помимо этого, REPRORYV позволяет решать задачи самообеспечения делящимися материалами "быстрых" реакторов, работающих в составе так называемой двухкомпонентной ядерной энергетической системы — совместно с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики.
