Синегрибов С.В., Аникин А.Ю., Курындин А.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, Россия).

По материалам межотраслевого научно-технического семинара «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических установок», г. Сосновый бор, 20 – 22 октября 2015 года.

В рамках продолжения работы по верификации SERPENT для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии проведены дополнительные исследования с топливом, аналогичным топливу российских ядерных энергетических установок.

В частности, на основе расчетного бенчмарк-эксперимента выполнена оценка точности расчета К_эфф квазистационарных состояний активной зоны реактора ВВЭР 1000 со смешенной загрузкой уранового и МОКС-топлива. Для этого разработана полномасштабная двумерная модель, содержащая активную зону реактора, выгородку, корзину и корпус реактора. Все тепловыделяющие сборки в активной зоне являются профилированными и содержат твэги с гадолинием в качестве выгорающего поглотителя нейтронов. Кроме того, в модели учитывается, что в активную зону загружены ТВС с 4-х годичным топливным циклом для уранового топлива и 3 х годичным – для МОКС-топлива, то есть сборки в активной зоне имеют различное выгорание.

На рисунке представлен разрез модели активной зоны для состояния с опущенными стержнями аварийной защиты (слева) и соответствующее данному состоянию распределение потока тепловых нейтронов, полученное с использованием ПС SERPENT (справа). Результаты расчета показали, что значения, полученные с использованием ПС SERPENT, незначительно отличаются от значений аттестованных ПС MCU и MCNP, и находятся, как правило, в диапазоне между их значениями, что говорит о высокой степени точности ПС SERPENT.

Помимо вышесказанного в докладе кратко представлены результаты расчетов ранее выполненных бенчмарк-экспериментов с топливом, аналогичным топливу российских реакторов.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Аникин А.Ю., Курындин А.В., Синегрибов С.В., Строганов А.А. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам девятой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», прошедшей в АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 19-22 мая 2015 года.

Обеспечение ядерной безопасности является одним из основных аспектов обеспечения безопасности при эксплуатации объектов использования атомной энергии, в частности при обращении с ядерным топливом. При этом критерием ядерной безопасности является непревышение эффективным коэффициентом размножения нейтронов (К_эфф) системы, содержащей ядерные делящиеся материалы (ЯДМ), определенного допустимого значения, установленного в федеральных нормах и правилах. Несмотря на то, что существует множество различных методов расчета К_эфф, наиболее распространенным в настоящее время является метод Монте-Карло, позволяющий с высокой точностью определять значение К_эфф сколь угодно сложных систем.

В ФБУ «НТЦ ЯРБ» для анализа ядерной безопасности используется современное программное средство (ПС) SERPENT, реализующее метод Монте-Карло. ПС SERPENT позволяет задать геометрию и материальный состав практически любой двух- или трехмерной конфигурации системы с ЯДМ.

В настоящем докладе представлены результаты работы по верификации программного средства SERPENT для расчета К_эфф различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы. Проведено сравнение результатов расчетов К_эфф с использованием ПС SERPENT с экспериментально измеренными значениями или результатами расчетов по общепризнанным прецизионным (реперным) программам. Верификационные расчеты К_эфф с использованием ПС SERPENT проводились для различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы, включая уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа ВВЭР, уран-водо-графитовые и уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа РБМК, а также ряд систем, содержащих растворы урана и плутония. Результаты выполненных расчетов показывают, что полученные с использованием ПС SERPENT значения К_эфф различных критических и подкритических систем хорошо согласуются с экспериментально измеренными значениями, а также значениями, полученными с использованием таких широкораспространенных ПС, как MCNP, MCU и SCALE.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.