Adăugați la Mendeley

utilizării

Abstract

MBIR este un reactor multifuncțional de răcire rapid cu sodiu, cu o putere termică de 150 MW, proiectat pentru o gamă largă de aplicații în domeniul cercetării experimentale, inclusiv teste de rezistență și optimizarea modurilor de funcționare pentru tipuri avansate de combustibil, elemente combustibile, elemente absorbante și ansambluri de combustibil, teste de radiații ale materialelor structurale avansate, producția de izotopi pentru o varietate de aplicații și așa mai departe [1], [2]. Prin urmare, una dintre cerințele majore ale acestui reactor este un flux ridicat de neutroni (nu mai mic de 5⋅10 15 n/cm 2 s), în funcție, la rândul său, de tipul de combustibil utilizat.

Combustibilul MOX vibrocompactat cu un conținut în greutate de plutoniu de ~ 38% a fost adoptat în prezent ca combustibil MBIR standard. Capacitățile oferite de utilizarea tipurilor alternative de combustibil foarte dens în acest reactor par a fi promițătoare pentru viitoarea energie nucleară la scară largă. Cele mai atractive tipuri de combustibil pentru reactoarele rapide avansate sunt nitridul mixt de uraniu - plutoniu și combustibilul mixt metalic (un aliaj cu trei componente de uraniu-plutoniu-zirconiu).

Studiile efectuate pe reactorul MBIR, care implică tipuri avansate de combustibil dens, au arătat că combustibilul nitrid nu face posibilă atingerea valorii necesare a fluxului de neutroni, în timp ce combustibilul metalic asigură fluxul de neutroni necesar (practic același cu combustibilul MOX) și o rata dpa, dar necesită condiții de temperatură modificate de iradiere. De asemenea, au fost identificate proprietățile neutronice specifice acestor tipuri de combustibil, în comparație cu combustibilul standard MOX.

Anterior articolul emis Următorul articolul emis