DOI: 10.55176/2414-1038-2019-2-243-255
Авторы
Белов А.А.1, Березнев В.П.1, Селезнев Е.Ф.1, Шкаровский Д.А.2, Жердев Г.М.3
Организация
1 Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
2 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
3Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Белов А.А.1 – научный сотрудник. Контакты: 1815191, Москва, ул. Большая Тульская, 52. Тел.: (495)955-23-11; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Березнев В.П.1 – научный сотрудник, кандидат технических наук.
Селезнев Е.Ф.1 – заведующий лабораторией, доктор технических наук.
Шкаровский Д.А.2 – начальник отдела реперных расчётов ядерных реакторов, кандидат физико-математических наук.
Жердев Г.М.2 – ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В работе представлен программный комплекс обоснования радиационной безопасности разрабатывается в составе модулей нейтронно-физического расчета топливосодержащих компонент на базе диффузионного приближения, Sn-приближения и метода Монте-Карло, модуля расчета нуклидной кинетики, модуля расчета источников излучения, модулей непосредственного расчета радиационных полей программными средствами (ПС) на основе Sn-приближения и метода Монте-Карло вместе с системой константного обеспечения.
Так как планировалось использование готовых самостоятельных расчетных модулей, то основная проблема заключалась в организация совместной работы расчетных модулей в рамках кода обоснования радиационной безопасности через разработку методики объединение модулей в расчетную цепочку и создания необходимого инструментария для этого.
На сегодня разрабатываемый код готов к проведению разовых расчетов силами разработчиков. Область применения — активные зоны быстрых реакторов, узлы хранения топлива и облученных нетопливных материалов, объекты ЗЯТЦ.
Ключевые слова
радиационная безопасность, нуклидная кинетика, транспортное приближение, метод Монте-Карло, источник радиоактивного излучения, облученное ядерное топливо
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Асатрян Д.С., Березнев В.П., Селезнев Е.Ф Нейтронно-физический расчетный код CORNER Известия вузов. Ядерная энергетика, 2015, № 1, с. 136–143.
2. Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Дробышев Ю.Ю., Чернова И.С. DOLCE VITA. ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, № 1, с. 157–168.
3. Гуревич М.И., Калугин М.А., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А. Характерные особенности MCU-FR. ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, вып. 5, с. 17–21.
4. Березнев В.П., Белоусов В.И., Селезнев Е.Ф. Расчетный код для решения задач переноса нейтронов и гамма квантов в многогрупповом SnPm-приближении методом конечных элементов на неструктурированных тетраэдральных сетках, включая работу с сеточными данными. Москва, ИБРАЭ РАН, 2018. 96 с.
5. Белов А.А., Селезнев Е.Ф. Решение задачи нуклидной кинетики с полной матрицей переходов нуклидов. Известия РАН. Энергетика, 2013, № 3, с. 41–52.
6. Власкин Г.Н. Программа NEDIS 2.0 для расчета выхода и спектров нейтронов. Образующихся в (α,n) реакциях на ядрах легких элементов и за счет спонтанного деления. Препринт ФГУП ВНИИНМ; 06-1. Москва, 2006.
7. Кощеев В.Н., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.М. Библиотека групповых констант БНАБ-РФ для расчетов реакторов и защиты. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 3, с. 93–101.
8. Bowman S.M. SCALE 6: Comprehensive Nuclear Safety Analysis CodeSystem. Nuclear Technology, 2011, vol. 174, no. 2, pp. 126–148.
9. SALOME Developer's Documentation. Available at: http://docs.salome-platform.org/7/ (accessed 23/03/2019).
10. CONSYST-RF. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2016612865 от 11.03.2016.
11. Жердев Г.М., Николаев М.Н. SOURCE. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2016612434 от 26.02.2016.
12. Забродская С.В., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Библиотека распадных данных и выходы продуктов деления в системе константного обеспечения БНАБ-93. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Ядерные Константы, 2000, вып. 2, с. 71–81.
13. Nuclear Science Committee. Benchmark for Neutronic Analysis of Sodium-cooled Fast Reactor Cores with Various Fuel Types and Core Sizes, 2016. Available at: https://www.oecd-nea.org/science/docs/2015/nsc-r2015-9.pdf (accessed 23/03/2019).
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 2, 2:24
