Возможность исследования (U+Cm+Pu)N топлива в реакторе на быстрых нейтронах

Основной проблемой рассматриваемой в данной работе является проблема переработки Отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Минорные актиниды вносящие основной вклад в радиоактивность ОЯТ представляют из себя большую опасность в долгосрочной перспективе. В качестве одного из возможных решений данной проблемы предлагается выжигание минорных актинидов, путем добавления их к топливу реактора на быстрых нейтронах. Основным объектом настоящего исследования является активная зона реактора на быстрых нейтронах. В качестве прототипа был выбран реактор на быстрых нейтронах РБЕЦ. Целью работы стало исследование эффективности использования Кюрия в качестве фракции к топливу реактора РБЕЦ. В ходе исследования была разработана гетерогенная расчетная модель активной зоны реактора РБЕЦ с кюрием в качестве фракций к топливу, а также произведен расчет нейтронно-физических характеристик активной зоны. Данные расчеты были произведены с использованием программного комплекса «Serpent». В результате исследования были рассчитаны нейтронно-физические характеристики активной зоны с модифицированным топливом, а также произведено сравнение с нейтронно-физическими характеристиками, полученными для стандартного уран-плутониевого топлива.