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    Los especialistas rusos en materia de física nuclear desarrollaron un conjunto de programas que ayudará a modelar los procesos de tratamiento del combustible nuclear en el marco del proyecto nuclear ruso Proryv (Avance) para dominar de ese modo las tecnologías necesarias para el desarrollo de la energía nuclear del futuro.

    El proyecto Proryv está dirigido a ensayar las tecnologías de cierre del ciclo del combustible nuclear sobre la base de los reactores de neutrones rápidos. Según los especialistas, el uso práctico de los resultados del proyecto creará premisas para fortalecer el liderazgo de Rusia en el mercado mundial de tecnologías nucleares.

    En el marco del proyecto Proryv se lleva a cabo un proyecto de desarrollo de un reactor nuclear de nueva generación de neutrones rápidos con el conductor de calor de sodio BN-1200. Asimismo, se desarrolla un proyecto de creación de una planta energética experimental con el reactor de neutrones rápidos y el conductor de calor de plomo BREST-OD-300.

    La concepción de cierre del ciclo del combustible para estos reactores prevé, entre otras cosas, su autoabastecimiento con combustible nuclear: el plutonio, que se produce a partir del uranio no enriquecido. Por eso los regímenes de trabajo del reactor concreto y sus características deben elegirse para garantizar el autoabastecimiento del reactor con isótopos que se dividan y mantenerlo durante todo el proceso de su uso. Así, se ha planteado la tarea de modelar los procesos de tratamiento del combustible nuclear de tales reactores.

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    Para resolver esta tarea, la Universidad Nacional de Investigaciones Nucleares de Rusia (MEPhI) en colaboración con el Centro Nacional de Investigación Instituto Kurchátov desarrolló un conjunto de programas Reproryv que modela los procesos de tratamiento del combustible nuclear fuera de los reactores.

    Como han explicado a Sputnik los diseñadores, el código Reproryv (Recycle for PRORYV) modela el proceso de carga y recarga del combustible nuclear en las zonas activas de los reactores 'rápidos' y su procesamiento. El código se desarrolló para analizar la posibilidad del autoabastecimiento del reactor con el combustible nuclear durante toda su vida útil.

    Con el uso del nuevo código es posible evaluar la influencia del contenido de plutonio en el combustible nuclear, sus pérdidas durante el tratamiento y las características neutrónicas del reactor. Entender qué factores participan y cómo influyen en estas características es muy importante para garantizar un trabajo seguro y fiable de los reactores nucleares.

    Según el jefe adjunto del Instituto de Física y Tecnologías Nucleares de la MEPhI, Gueorgui Tijomírov, el código Reproryv es universal porque puede usarse para modelar los procesos de tratamiento del combustible no solo en los reactores de neutrones rápidos que se usan actualmente sino en cualquier reactor de este tipo que se desarrollen en un futuro.

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    Además, con el uso del nuevo código se puede calcular las características neutrónicas del combustible nuclear de cualquier composición. Además, Reproryv permite resolver las tareas de autoabastecimiento con materiales divisibles de reactores 'rápidos' que forman parte del llamado sistema energético nuclear de dos componentes, junto con los reactores sobre la base de neutrones térmicos que constituyen el fundamento del actual sector de energía nuclear.

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    Etiquetas:
    combustible nuclear, energía nuclear, MEPhI (universidad)
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