EDN: TZTPTL
Авторы
Кругликов А.Е.1, Щуровская М.В.1, Волков Ю.Н.1, Невиница В.А.2, Фомиченко П.А.2, Гроль А.В.2
Организация
1 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
2 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Кругликов А.Е.1 – инженер-исследователь, ассистент. Контакты: 115409, Москва, Каширское шоссе, д. 31. Тел.: (965) 377-27-64; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Щуровская М.В.1 – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Волков Ю.Н.1 – доцент, кандидат технических наук.
Невиница В.А.2 – руководитель отделения, кандидат технических наук.
Фомиченко П.А.2 – заместитель руководителя комплекса по науке.
Гроль В.А.2 – заместитель руководителя отделения.
Работа выполнена в рамках Госзадания (проект FSWU-2022-0016) при поддержке Министерства науки и высшего образования РФ.
Работа выполнена при поддержке программы Приоритет 2030.
Аннотация
Для верификации программных средств, используемых для нейтронно-физических расчетов высокотемпературных ядерных реакторов, используется ряд международных бенчмарков, а также экспериментальные данные и тестовые задачи, которые содержат в себе ключевые особенности реакторов данного типа. Одними из таких особенностей являются использование топлива в виде микрочастиц и графитового отражателя. В работе впервые приводятся результаты расчетов с использованием программы MCU, реализующей метод Монте-Карло, экспериментов, проведенных на реакторе CNPS во второй половине 1980-х годов. Активная зона реактора CNPS состоит из компактов с микротвэлами, а также графитового замедлителя и отражателей, что делает данный реактор представительным с точки зрения верификации программных средств для определения нейтронно-физических параметров реакторов ВТГР. В работе приведено описание реактора, проведенных экспериментов, а также рассмотрены ранее проведенные расчеты. Приводятся результаты расчетов критических состояний, а также физических весов различных сменных компонентов реактора. По результатам моделирования программа MCU показывает хорошее согласие как с экспериментальными данными, так и с ранее выполненными расчетами, проведенными с помощью программ MCNP и McCARD, реализующих метод Монте-Карло.
Ключевые слова
высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, нейтронно-физические расчёты, экспериментальные данные, метод Монте-Карло, микротопливо, графитовый отражатель, верификация, MCU-HTR
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Алексеев Н.И., Большагин С.Н., Гомин Е.А. и др. Статус MCU-5. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с. 4–23.
- Невиница В.А., Бояринов В.Ф., Гроль А.В. и др. Расчетно-экспериментальные исследования по профилированию полей энерговыделения в модульных ВТГР с кольцевой активной зоной на критическом стенде АСТРА – дополнительные данные. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 1, c. 130–145. EDN: IYNGPE.
- Гроль А.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А. и др. Расчёты нейтронно-физических характеристик высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для верификации комплекса программ MCU-HTR. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, № 2, c. 48–58.
- Nevinitsa V.A., Boyarinov V.F., Fomichenko P.A. et al. Axial Distributions of Fission Reaction Rates in the Annular Core of the ASTRA Critical Facility with Poison Profiling Elements in the Internal Reflector. Physics of Atomic Nuclei, 2021, vol. 84, no. 8, pp. 1397–1404. DOI: 10.1134/S1063778821080147.
- Бояринов В.Ф., Глушков Е.С., Гомин Е.А. и др. Расчетное моделирование экспериментов на критическом стенде АСТРА по изучению физических особенностей ВТГР с кольцевой активной зоной. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2006, № 1, c. 120–128.
- Taiwo T.A., Kim T.K., Yang W.S., Khalil H.S., Terry W.K., Blair Briggs J., and Nigg D.W. Evaluation of High Temperature Gas-Cooled Reactor Physics Experiments as VHTR Benchmark Problems. 2005 ANL-GenIV-059. Доступно на: https://publications.anl.gov/anlpubs/2005/10/54584.pdf (дата обращения 05.12.2023).
- Hansen G.E. and Palmer T.G. Compact Nuclear Power Source Critical Experiments and Analysis. Nucl. Sci. Eng., 1989, vol. 103, no. 3, pp. 237–246. DOI: doi.org/10.13182/NSE89-A23674.
- Gurevich M.I., Bryzgalov V.I. The neutrons flux density calculation by Monte Carlo code for the double heterogeneity fuel. Proc. of Intern. Conf. on Reactor Physics and Reactor Computations. Tel-Aviv, Jan. 23–26, 1994, pp. 190–196.
- Jo, Chang Keun & Hartanto, Donny & Lee, Hyun Chul & Noh, Jae. Calculation of the Numerical Benchmark Based on the Compact Nuclear Power Source (CNPS) Experiments by Using the McCARD Monte Carlo Code. Proc. of the International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2011). Rio de Janeiro, RJ, Brazil, May 8–12, 2011, on CD-ROM. Доступно на: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/48/028/
48028760.pdf (дата обращения 05.12.2023).
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 4, c. 33–42
