Лось В.А., Курындин А.В., Киркин А.М., Синегрибов С.В., Маковский С.В.
При проведении расчетов изменения нуклидного состава ядерного топлива в процессе выгорания с использованием программных средств значимое влияние на получаемые результаты оказывают, в том числе, реализованные в программных средствах методы расчета, используемые библиотеки оцененных ядерных данных и особенности построения расчетных моделей. В настоящей статье приведены результаты сравнительного анализа влияния вышеуказанных особенностей на получаемые результаты расчетов изменения нуклидного состава ядерного топлива в процессе выгорания на примере ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000. Показана необходимость интенсификации работ по созданию бенчмарк экспериментов по определению нуклидного состава ядерного топлива, в том числе для реакторов на быстрых нейтронах.
1. НП-061-05. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии. Москва, Издательство стандартов, 2005. 10 с.
2. НП-053-16. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила
безопасности при транспортировании радиоактивных материалов». М.: Федеральная служба по
экологическому, технологическому и атомному надзору, 2016. 174 c.
3. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Москва, Ростехнадзор, 2015. 13 с.
4. SCALE: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety Analysis and Design,
ORNL/TM-2005/39, Version 6.2. Oak Ridge, Tennessee, Oak Ridge National Laboratory, 2016.
5. Leppanen J. A New Monte Carlo Reactor Physics Code. VTT Publications 640. Helsinci: VTT Technical
Research Centre of Finland, 2007.
6. Chadwick M.B., Oblozinsky P., Herman M. et al. ENDF/B-VII.0.0: Next Generation Evaluated Nuclear
Data Library for Nuclear Science and Technology. Nucl. Data Sheets, 2006, 102, pp. 2931.
7. Rowlands J., Assal W., Avery A.F. et al. The JEF-2.2 nuclear data library. JEFF Report 17, OECD
Nuclear Energy Agency, 2000.
8. Santamarina A., Bernard D., Blaise P. et al. The JEFF-3.1.1 Nuclear Data Library. JEFF Report 22, 2009.
9. A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark. Specification and Results.
10. Аникин А.Ю., Курындин А.В., Курындина Л.А., Строганов А.А. Мировой опыт использования
подходов, учитывающих выгорание ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ. Ядерная и радиационная безопасность, 2009, № 3 (53), с. 38–43.
11. Gauld I.C., Ryman J.C. NUREG/CR-6764 “Burnup Credit PIRT Report”. NRC, 2002.
12. Bidinger G.H., Cacciapouti R.J., Conde J.M. et al. NUREG/CR-6700 “Nuclide Importance to Criticality
Safety, Decay Heating and Source Terms Related to Transport and Interim Storage of High-Burnup LWR
Fuel”. NRC, 2000.
13. Gauld I.C., Parks C.V. NUREG/CR-6701 “Review of Technical Issues Related to Predicting Isotopic
Compositions and Source Terms for High-Burnup LWR Fuel”. NRC, 2001.
14. Parks C.V., DeHart M.D., Wagner J.C. NUREG/CR-6665 “Review and Prioritization of Technical Issues
Related to Burnup Credit for LWR Fuel”. NRC, 2000.
15. Soppera N., Bossant M., Dupont E. JANIS 4: An Improved Version of the NEA Java-based Nuclear Data
Information System. Nuclear Data Sheets, 2014, vol. 120, pp. 294–296.
16. Hollenbach D.F., Petrie L.M., Goluoglu S. et al. KENO-VI: A General Quadratic Version of the Keno
Program. ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F17, ORNL, 2009.
17. DeHart M.D. NEWT: A New Transport Algorithm for Two-Dimensional Discrete Ordinates Analysis in
Non-Orthogonal Geometries. ORNL/TM-2005/39 Version 6 Vol. II, Sect. F21, ORNL, 2009.
18. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Safety Assessment for Facilities and Activities, IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 4. Vienna, IAEA, 2009.
19. Dunn M., Greene N. AMPX-2000: A Cross-Section Processing System for Generating Nuclear Data forCriticality Safety Applications. Trans. Am. Nucl. Soc., 2002, vol. 86, pp. 118—119.
20. MacFarlane R.E., Muir D.W. NJOY99.0 Code System for Producing Pointwise and Multigroup Neutron
and Photon Cross Sections from ENDF/B data, PSR-480/NJOY99.0. Los Alamos National Laboratory,
2000.
21. Simulation of Low-Enriched Uranium (LEU) Burnup in Russian VVER Reactors with the HELIOS Code
Package.
22. Давиденко Н.Н., Куценко К.В., Тихомиров Г.В., Лаврухин А.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами в атомной энергетике: Учебное пособие. М.: МИФИ,
2007. 136 с.
23. Порядок проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии. Москва, Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору,
2018.
24. Распоряжение Правительства Российской Федерации от 09.06.2020 № 1523-р. Доступно на:
http://publication.pravo.gov.ru/Document/View/0001202006110003 (дата обращения 21.05.2020).
