Comparative validation of Monte Carlo codes for the conversion of a research reactor

Alferov, V. P.; Radaev, A.I.; Shchurovskaya, M. V.; Tikhomirov, G. V.; Hanan, N. A.; Heerden, Francois A. van

doi:10.1016/j.anucene.2014.11.032

Cited by 14 publications

(8 citation statements)

References 6 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Usually multigroup approach is used for this purpose, in which one must solve a system of multigroup equations like (1). All symbols are traditional, g is the number of the group while G is a full number of groups.…”

Section: Neutron Diffusion Equationmentioning

confidence: 99%

“…Simplified models of calculation are often used in traditional approach to modeling neutron-physical characteristics of fuel rods and isotopic composition in process of nuclear fuel burning [1][2][3][4][5]. For instance, in many cases neutron-physical characteristics of fuel depending on temperature are determined by use of average temperature of fuel rod, while the existing dependencies of the neutron cross sections on temperature are neglected.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

See 1 more Smart Citation

Consistent neutron-physical and thermal-physical calculations of fuel rods of VVER type reactors

et al. 2017

View full text Add to dashboard Cite

Abstract. For modeling the isotopic composition of fuel, and maximum temperatures at different moments of time, one can use different algorithms and codes. In connection with the development of new types of fuel assemblies and progress in computer technology, the task makes important to increase accuracy in modeling of the above characteristics of fuel assemblies during the operation. Calculations of neutronphysical characteristics of fuel rods are mainly based on models using averaged temperature, thermal conductivity factors, and heat power density. In this paper, complex approach is presented, based on modern algorithms, methods and codes to solve separate tasks of thermal conductivity, neutron transport, and nuclide transformation kinetics. It allows to perform neutron-physical and thermal-physical calculation of the reactor with detailed temperature distribution, with account of temperature-depending thermal conductivity and other characteristics. It was applied to studies of fuel cell of the VVER-1000 reactor. When developing new algorithms and programs, which should improve the accuracy of modeling the isotopic composition and maximum temperature in the fuel rod, it is necessary to have a set of test tasks for verification. The proposed approach can be used for development of such verification base for testing calculation of fuel rods of VVER type reactors

show abstract

Section: Neutron Diffusion Equationmentioning

confidence: 99%

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Consistent neutron-physical and thermal-physical calculations of fuel rods of VVER type reactors

et al. 2017

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Initial enrichment 4.4% was accepted for burnup of 40 MW·d/kg with corresponding enrichment increase for higher burnup. Calculations were made using MCU, ORIGEN-SCALE codes [1][2][3][4][5][6]. Decay heat power in storage facility was calculated separately for actinides and fission products.…”

Section: Annual Unloading Of Americium and Curium Isotopes From The Vmentioning

confidence: 99%

Decay heat power of spent nuclear fuel of power reactors with high burnup at long-term storage

et al. 2017

View full text Add to dashboard Cite

Abstract. Decay heat power of actinides and fission products from spent nuclear fuel of power VVER-1000 type reactors at long-term storage is calculated. Two modes of storage are considered: mode in which single portion of actinides or fission products is loaded in storage facility, and mode in which actinides or fission products from spent fuel of one VVER reactor are added every year in storage facility during 30 years and then accumulated nuclides are stored without addition new nuclides. Two values of fuel burnup 40 and 70 MWÂd/kg are considered for the mode of storage of single fuel unloading. For the mode of accumulation of spent fuel with subsequent storage, one value of burnup of 70 MWÂd/kg is considered. Very long time of storage 10 5 years accepted in calculations allows to simulate final geological disposal of radioactive wastes. Heat power of fission products decreases quickly after 50-100 years of storage. The power of actinides decreases very slow. In passing from 40 to 70 MWÂd/kg, power of actinides increases due to accumulation of higher fraction of 244 Cm. These data are important in the back end of fuel cycle when improved cooling system of the storage facility will be required along with stronger radiation protection during storage, transportation and processing.

show abstract

“…Снижение топливной составляющей себестоимости (ТСС) электроэнергии как фак-тора стратегии лидерства в издержках позволит достичь конкурентных преимуществ АЭС, мак-симально приумножив имеющийся потенциал атомной энергетики России как на отечествен-ном, так и на мировом рынках. На данный мо-мент, несмотря на обилие исследований, по-священных вопросам замыкания топливного цикла [5], точности расчета нейтронно-физических характеристик ядерного реактора [6,7], эффективности рециклирования урана [8][9][10][11][12], учета стоимости нарабатываемого плу-тония [4,13], обращения с отработавшим ядер-ным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отхо-дами (РАО) [14], отсутствует комплексная ме-тодика формирования ТСС электроэнергии АЭС, учитывающая стоимость технологических потерь (ТП), экономическую оценку прямого захоронения и переработки отработавшего то- …”

unclassified

Development of the technique for fuel component of electricity cost produced by nuclear power plants

Osetskaya¹,

Allenykh²

2017

Vestnik IGEU

View full text Add to dashboard Cite

Авторское резюмеСостояние вопроса: Современные подходы и методы формирования топливной составляющей себестоимости электроэнергии АЭС позволяют оценить влияние на ее изменение одного из следующих факторов: технологиче-ских потерь; рециклирования; стратегии обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отхо-дами; объема наработки плутония. При этом все факторы целостно не рассматриваются. Таким образом, проис-ходит разрыв между техническими и технологическими аспектами и экономикой производства. В связи с этим возникает необходимость разработки методики оценки топливной составляющей себестоимости, комплексно и системно учитывающей все формирующие ее параметры. Материалы и методы: Исследование основано на разработках отечественных и зарубежных ученых в области экономики ядерной энергетики и ядерной физики, опубликованных в научных периодических изданиях и в сети Интернет, посвященных вопросам определения массы ежегодных перегрузок топлива, коэффициентов компен-сации четных изотопов урана, содержания изотопов урана и плутония в отработавшем ядерном топливе. Ис-пользованы методы аналитического, технико-экономического и логического анализа, прогнозные квалитативные и квантитативные методы и метод группировки данных. Результаты: Разработана методика формирования топливной составляющей себестоимости электроэнергии АЭС, которая позволяет учитывать в стоимостном выражении ранее не принимаемые во внимание факторы: стратегию обращения с отработавшим ядерным топливом, величину технологических потерь на каждом переде-ле ядерного топливного цикла, коэффициенты компенсации четных изотопов урана при рециклировании, номер рецикла. Впервые прописан пошаговый алгоритм применения разработанной методики расчета топливной со-ставляющей себестоимости электроэнергии АЭС. Предложена методика оценки стоимости наработанного плу-тония. Представлены результаты расчета стоимости переделов начальной и заключительной стадии ядерного топливного цикла по российским и мировым ценам. Выводы: На примере расчета топливной составляющей себестоимости электроэнергии ВВЭР-1000 показано, что наиболее экономически целесообразным является переработка отработавшего ядерного топлива, извлечение и дальнейшее использование плутония обосновано в случае низкой стоимости химической переработки отработав-шего ядерного топлива. Доказано, что повышение конкурентных преимуществ российских ядерных энергетических технологий на мировом рынке достигается при условии высоких мировых цен на переделы начальной стадии ядер-ного топливного цикла, «слабого» рубля, повышения загрузки производственных мощностей российских перераба-тывающих заводов, в том числе за счет переработки зарубежного отработавшего ядерного топлива.Ключевые слова: ядерный топливный цикл, АЭС, радиоактивные отходы, отработавшее ядерное топливо, се-бестоимость электроэнергии, рецикл. Modern theories and methods of calculating the fuel component of electricity cost produced by nuclear power plants (NPP) can help to assess one of the factors affecting it: technological losses, recycling, particula...

show abstract

Comparative validation of Monte Carlo codes for the conversion of a research reactor

Cited by 14 publications

References 6 publications

Consistent neutron-physical and thermal-physical calculations of fuel rods of VVER type reactors

Consistent neutron-physical and thermal-physical calculations of fuel rods of VVER type reactors

Decay heat power of spent nuclear fuel of power reactors with high burnup at long-term storage

Development of the technique for fuel component of electricity cost produced by nuclear power plants

Contact Info

Product

Resources

About