Богданова Е.В.1, Тихомиров Г.В.1, Суслов И.Р.2, Хомяков Ю.С.2
При проектировании и эксплуатации ЯЭУ одной из важнейших задач является оценка радиационной защиты реактора. В настоящее время наиболее распространены детерминистические (метод дискретных ординат) и стохастические расчетные методы оценки функционалов. При больших ослаблениях потока нейтронов (на 5—15 порядков) задачи расчета глубокого прохождения излучения требуют больших вычислительных затрат. Наиболее точное моделирование переноса излучения достигается за счет использования прецизионных программ, реализующих метод Монте-Карло с непрерывной зависимостью сечений от энергии. Детальное описание геометрии и использование в расчетах непрерывных сечений взаимодействий частиц приводят к большим вычислительным затратам. Для повышения вычислительной эффективности существуют многочисленные методы понижения дисперсии (неаналоговое моделирование). В настоящей работе рассматривается возможность применения неаналогового моделирования в программе MCU-FR на примере расчета защиты полномасштабной модели быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Выполнена оценка интегральных по объему потоков нейтронов в точках, находящихся на большом расстоянии от центра активной зоны реактора. Результаты анализа показали значительное снижение дисперсии в области защиты реакторной установки при использовании неаналогового метода Монте-Карло.
1. Алексеев Н.И., Большагин С.Н., Гомин Е.А., Городков С.С., Гуревич М.И., Калугин М.А., Кулаков А.С., Марин С.В., Новосельцев А.П., Олейник Д.С., Пряничников А.В., Сухино-Хоменко Е.А., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. Статус MCU-5. ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с. 4–23.
2. Алексеев Н.И., Калугин М.А., Кулаков А.С., Новосельцев А.П., Сергеев Г.С., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. Верификация прецизионной программы MCU и нейтронных констант РОСФОНД применительно к расчетам критичности быстрых реакторов с высокообогащенным ураном. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2012, вып. 4, с. 39–45.
3. Марчук Г.И. Метод Монте-Карло в проблеме переноса излучений. М.: Атомиздат, 1967.
4. Суслов И.Р., Лямцев И.А. Гибридный метод расчета защиты ЯЭУ. Препринт ФЭИ-3267. Обнинск, 2016. 15 с.
5. Суслов И.Р., Лямцев И.А., Чернов С.В. Гибридный метод расчета на основе схемы уменьшения дисперсии CADIS. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2013, № 2, с. 71.
6.X-5 Monte Carlo Team. MCNP – A General Monte Carlo N-Practical Transport Code, Version 5.
LA-CP-03-0245, 24 April, 2003.
7. Madicken Munk, Rachel N. Slaybaugh. Review of Hybrid Methods for Deep-Penetration Neutron Transport. Nuclear Science and Engineering, 2019. DOI: 10.1080/00295639.2019.1586273.
8. Forster R.A., Little R.C., Briesmeister J.F., Hendricks J.S. MCNP Capabilities for Nuclear Well Logging Calculations. IEEE Transactions on Nuclear Science, 1990, vol. 37, no. 3, pp. 1378–1385.
9. Wagner J.C. Acceleration of Monte Carlo Shielding Calculations with an Automated Variance Reduction Technique and Parallel Processing. Cand. Sci. Techn. Diss. Pennsylvania, USA, Pennsylvania State University, 1997.
10. 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.
11. Белов А.А., Бикеев А.С., Дайченкова Ю.С., Шкаровский Д.А. Оценка радиационной безопасности транспортного контейнера при перевозке отработавшего нитридного уран-плутониевого топлива БН-600 с использованием программы MCU-FR. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, вып. 2, с. 85–95.
12. Гостев А.Л., Земсков Е.А., Мельников К.Г., Суслов И.Р., Тормышев И.В., Гибридный нейтронно-физический расчет радиационной защиты ядерного реактора с ТЖМТ. Труды 10-й Юбилейной Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях». Обнинск – Москва, 2015.
13. Herschel P.S., John C.W. A Case Study in Manual and Automated Monte Carlo Variance Reduction with a Deep Penetration Reactor Shielding Problem. Nuclear Science and Engineering, 2005, vol. 149, pp. 23–37.
14. Wagner J.C., Peplow D.E., Mosher S.W., Evans T.M. Review of Hybrid (Monte Carlo/Deterministic) Radiation Transport Methods, Codes, and Application at Oak Ridge National Laboratory. Progress in Nuclear Science and Technology, 2011, vol. 2, pp. 808–814.
15. Селезнев Е.Ф., Сычугова Е.П., Белоусов В.И., Березнев В.П., Грушин Н.А. Расчетный код ODETTA для решения задач переноса нейтронов и гамма-квантов в многогрупповом SNPM приближении методом конечных элементов на неструктурированных тетраэдральных сетках, включая работу с сеточными данными. Версия 2.0. Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ RU 2018611159, 24.01.2018.
16. Briesmeister J.F. MCNPTM – a General Purpose Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 4C. LA-13709-M. Dec. 2000.
17. Pederson S.P., Forster R.A., Booth T.E. Confidence Interval Procedures for Monte Carlo Transport Simulations. Nuclear Science and Engineering, 1997, vol. 127, pp. 54–77. DOI: 10.13182/NSE97-A1921.
18. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Чернецов Н.Г. Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. Атомная энергия, 2012, т. 113, вып.1, с. 58–64.
19. Реакторная установка естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300. Доступно на: https://www.nikiet.ru/index.php/2018-05-15-08-28-04/innovatsionnye-proekty/brest-od-300 (дата обращения 19.01.2021).
20. Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В.С., Филин А.И., Цикунов В.С. Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 1, с. 15–21.
21. Проект «Прорыв». Доступно на: http://proryv2020.ru/ (дата обращения 19.01.2021).
