EDN: TTQSVI
Авторы
Долженков Е.А., Томащик Д.Ю., Рыжов Н.И.
Организация
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Долженков Е.А. – инженер‑исследователь. Контакты: 115191, Москва, ул. Большая Тульская, 52. Тел.: (961) 461-63-31; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Томащик Д.Ю. – научный сотрудник.
Рыжов Н.И. – научный сотрудник.
Аннотация
Расчет поведения реакторной установки в условиях тяжелой аварии главным образом сводится к численному моделированию последовательности процессов и явлений, характеризующих состояние установки на каждой стадии аварии. Аварийному состоянию реакторной установки предшествует ее работа в режиме нормальной эксплуатации, вследствие чего предаварийное состояние реакторной установки является одним из факторов, оказывающих влияние на ход самой аварии. В свою очередь, данные о предаварийном состоянии установки являются исходными данными для расчета ее поведения в условиях аварии. Поскольку протекание тяжелых аварий сопровождается рядом сложных взаимосвязанных процессов и явлений, при моделировании возникают большие неопределенности результатов расчетов. Учитывая эти неопределенности и интегральный характер расчета, полагается целесообразным использование в составе тяжелоаварийной программы для ЭВМ упрощенной модели нуклидной кинетики, отражающей разумный компромисс между точностью и скоростью расчета. Для демонстрации возможностей упрощенной модели нуклидной кинетики применительно к расчету нуклидного состава топлива и мощности остаточного тепловыделения приводятся результаты валидации модели на данных из открытой базы OECD/NEA SFCOMPO 2.0, а также результаты кросс-верификации модели на данных, представленных в РБ-093-20. Показано, что результаты расчетов согласуются с реперными данными с приемлемой точностью, что позволяет использовать модель в составе тяжелоаварийной программы для ЭВМ.
Ключевые слова
ядерное топливо, ВВЭР, PWR, выгорание топлива, продукты деления, актиноиды, библиотека оцененных ядерных данных, микроскопическое сечение взаимодействия, история облучения, остаточное тепловыделение, верификация, валидация, SFCOMPO 2.0
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Dolganov K.S., Dolzhenkov E.A., Fokin A.L. et al. Applicability of the nuclide kinetics fast estimate model for severe accident codes. Annals of Nuclear Energy, 2022, vol. 167. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108858.
2. Rearden B.T. et al. SCALE Code System. ORNL/TM‑2005/39 Version 6.2.3, 2018.
3. Jaboulay J.‑C., Brun E., Hugot F.‑X. et al. Rigorous‑two‑steps scheme of TRIPOLI‑4 Monte Carlo code validation for shutdown dose rate calculation. EPJ Web Conf., 2017, vol. 153, p. 02008. DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/201715302008.
4. Tarasov V.I. BONUS 1.2 Package. Radionuclide Production in Thermal Reactors. User Guide, IBRAE RAN, NSI‑SARR‑137‑2002.
5. Avvakumov A.V., Kiselev A.E., Mitenkova E.F. et al. Verification of the BONUS module integrated into the SOCRAT code. Atomic Energy, 2009, vol. 106, pp. 316–325. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-009-9170-x.
6. Долженков Е.А., Долганов К.С., Томащик Д.Ю. Усовершенствование модели нуклидной кинетики в составе интегрального кода СОКРАТ/В3. Сборник трудов 11-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». ОКБ «Гидропресс», 21–24 мая, 2019. Доступно на: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/autorun/index-ru.htm (дата обращения 15.03.2022).
7. Michel-Sendis F. et al. SFCOMPO 2.0: An OECD NEA Database of Spent Nuclear Fuel Isotopic Assays, Reactor Design Specifications, and Operating Data. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 100, pp. 779–788. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.07.022.
8. РБ-093-20. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных. Доступно на: https://docs.secnrs.ru/documents/rbs/%D0%A0%D0%91-093-20/%D0%A0%D0%91-093-20.pdf (дата обращения 16.03.2022).
9. Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах. Под ред. акад. РАН А.А. Саркисова. М.: Наука, 2013. 239 с.
10. JANIS User’s Guide. OECD/NEA, 2004.
11. NJOY2016. Доступно на: https://njoy.github.io/NJOY2016/ (дата обращения 15.03.2022).
12. A SME V&V 20. Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer – V&V 20, ASME, 2009.
13. Dolzhenkov E.A. et al. Estimation of system code SOCRAT/V3 accuracy to simulate the heat transfer in a pool of volumetrically heat liquid on the basis of BAFOND experiments. Annals of Nuclear Energy, 2021, vol. 151, p. 107902. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107902.
УДК 621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 4, c. 5–14
