Аннотация результатов, полученных в 2022 году
Выполненные в отчетном периоде работы: 1) Проведен анализ конструктивных особенностей и эксплуатационных параметров реактора РИТМ-200, который позволил определить спектр плотности потока нейтронов при решении системы многогрупповых уравнений диффузии нейтронов итерационным способом. 2) Определены оптимальный состав ядерного топлива и размеры тепловыделяющих элементов для малых модульных реакторов РИТМ-200, обеспечивающих достижение сверхдлинных кампаний ядерного топлива. 3) Определены зависимости длительности топливной кампании от внешнего диаметра ТВЭЛ и топливной композиции для реактора РИТМ-200. 4) Определены зависимости запаса реактивности и глубины выгорания топлива от внешнего диаметра ТВЭЛ и топливной композиции для реактора РИТМ-200. 5) Проведен сравнительный анализ результатов расчетов основных нейтронно-физических параметров, обеспечивающих достижение сверхдлинных кампаний и высокого значения глубины выгорания ядерного топлива, для реакторов КЛТ-40С и РИТМ-200. 6) Выбор и обоснование применимости пакетов прецизионных прикладных программ (например: WIMS-DB5, Monte-Carlo Universal, SCALE и др.) для разработки и реализации численно-экспериментального подхода при определении основных нейтронно-физических параметров активных зон ядерных реакторов нового поколения малой мощности. Достигнутые научные результаты на конец отчетного периода: 1) Определены теоретические значения оптимального состава ядерного топлива и размеров тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) для малых модульных реакторов (КЛТ-40С и РИТМ-200), обеспечивающих достижение сверхдлинных кампаний ядерного топлива. 2) Получены зависимости длительности топливной кампании от внешнего диаметра ТВЭЛ и топливной композиции. 3) Получены зависимости запаса реактивности и глубины выгорания топлива от внешнего диаметра ТВЭЛ и топливной композиции. Опубликована статья: Effect of fuel nuclide composition on the fuel lifetime of the RITM-200 reactor unit / S. V. Belyavsky, N. A. Anikin, S. Alkhassan [et al.] // Annals of Nuclear Energy . – 2022 . – Vol. 173 . – [109105, 9 p.]. Принято участие в конференциях с устными докладами: 1. С.В. Белявский, В.Н. Нестеров. Моделирование продления кампании ядерного топлива малого модульного реактора при помощи MCU-PTR // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине: сборник тезисов докладов XI Международной научно-практической конференции / Томский политехнический университет. – Томск : Томский политехнический университет, 2022. – 139 с. 2. С.В. Белявский, Н.А. Аникин. Продление кампании ядерного топлива реактора РИТМ-200 за счёт смены топливной композиции // XXIX Международная конференция студентов, аспирантов и молодых ученых по фундаментальным наукам «Ломоносов—2022». Секция «Физика». Сборник тезисов. — М. Физический факультет МГУ, 2022. 3. Белявский С.В. Моделирование влияния внешнего диаметра тепловыделяющего элемента на кампанию реактора КЛТ-40С с помощью MCU-PTR // Безопасность ядерной энергетики: тезисы докладов XVIII Международной научно-практической конференции, 19 – 20 мая 2022 г. / НИЯУ МИФИ [и др.]. – Волгодонск : ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2022. – 140 с. 4. Белявский С.В. Моделирование кампании топлива реактора КЛТ-40С методом Монте-Карло //Студенческая научная весна – 2022: сборник тезисов XII Всероссийской научно-практической молодежной конференции, Волгодонск, 4–8 апреля 2022 г. – Москва: НИЯУ МИФИ; Волгодонск: ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2022. – 251 с. (диплом первой степени). Кроме планируемых работ, выполнены подготовительные работы на второй год: 1) Предварительная оценка влияния диаметра ТВЭЛ на теплофизические параметры активной зоны реактора РИТМ-200. 2) Проведены тестовые расчеты активной зоны реактора КЛТ-40С с применением пакета прецизионных прикладных программ Monte-Carlo Universal.

Аннотация результатов, полученных в 2023 году
Выполненные в отчетном периоде работы: 1) Разработан расчетно-аналитический метод с применением фундаментальных и эмпирических соотношений для определения параметров теплообмена и тепломассопереноса в активных зонах ядерных реакторов нового поколения малой мощности (реактор КЛТ-40С); 2) Определены зависимости теплогидравлических свойств от внешнего диаметра тепловыделяющего элемента и топливной композиции в активных зонах ядерных реакторов нового поколения малой мощности (реактор КЛТ-40С); 3) Разработан и реализован численно-экспериментальный подход с применением пакетов прецизионных прикладных программ (например, WIMS-DB5, Monte-Carlo Universal, SCALE, MCNP, Serpent и др.) для определения основных нейтронно-физических параметров в активной зоне ядерных реакторов нового поколения малой мощности (реактор КЛТ-40С). 4) Проведен сравнительный анализ результатов расчета, полученных путем решения системы многогрупповых уравнений диффузии нейтронов итерационным способом, с результатами, полученными при помощи прецизионных пакетов программ: WIMS-DB5, Monte-Carlo Universal, SCALE, MCNP, Serpent и др (выбран пакет программ Monte-Carlo Universal (MCU-PTR), сравнение проведено для реактора КЛТ-40С). 5) Подготовлены и опубликованы две статьи в издании, индексируемом в базе Scopus: Annals of Nuclear Energy (Impact Factor – 1,9, Q1 Scopus). Достигнутые научные результаты на конец отчетного периода: 1) Определены зависимости теплогидравлических свойств от внешнего диаметра тепловыделяющего элемента и топливной композиции (режим течения, скорость теплоносителя, тепловой поток, объемное энерговыделение, коэффициенты запаса до кризиса теплообмена). 2) Получены температурные распределения для оболочки тепловыделяющего элемента и ядерного топлива. 3) Проведен сравнительный анализ результатов расчета за первый год с результатами за второй год, полученными при помощи прецизионных пакетов программ, например, WIMS-DB5, Monte-Carlo Universal, SCALE, MCNP, Serpent и др. Опубликованы статьи: 1. Beliavskii S. et al. Effect of changing the outer fuel element diameter on thermophysical parameters of KLT-40S reactor unit / S. V. Belyavskii, S. Alkhassan, V. O. Danilenko [et al.] //Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 190. – [109877, 8 p.]. 2. Beliavskii S. et al. Fuel lifetime extension for the KLT-40S small modular reactor by means of thorium-uranium fuel cycle / S. V. Belyavskii, M. M. Balachkov, V. O. Danilenko [et al.] //Annals of Nuclear Energy. – 2023. – Vol. 192. – [109982, 10 p.]. Принято участие в конференции с устным докладом: 1. Белявский С.В., Кудеев С.П. Моделирование кампании топлива реактора КЛТ-40С при помощи пакета MCU-PTR // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: тезисы докладов XXIX Международной научно-технической конференции студентов и аспирантов, Москва, 16-18 Марта 2023. - Москва: Радуга, 2023 - С. 718 (диплом 2 степени).