EDN: SRZLTL
Авторы
Кушнир Н.О., Гроль А.В., Невиница В.А.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Кушнир Н.О. – инженер-исследователь. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (499) 196-94-09; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Гроль А.В. – заместитель руководителя ОБВР ККПАЭ по научной работе.
Невиница В.А. – руководитель ОБВР ККПАЭ, кандидат технических наук.
Аннотация
В настоящее время в мире интенсивно ведутся проектные разработки модульных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР), способных сделать вклад в решение проблемы производства электроэнергии и высокотемпературного тепла. Отличительные особенности данного типа реакторов делают актуальной задачу верификации нейтронно-физических кодов, используемых при проектировании ВТГР.
Для валидации авторами проанализирован ряд экспериментов, проведенных на критических сборках стенда АСТРА, моделирующих реактор PBMR. Особенностью реактора PBMR является использование в качестве тепловыделяющих элементов шаровых твэлов, находящихся в активной зоне в виде шаровой засыпки. Упрощения при моделировании шаровых засыпок (использование упорядоченной решетки при задании геометрии засыпки) приводят к возникновению дополнительных методических неопределенностей, что может влиять на результаты нейтронно-физического расчета.
Для более прецизионного моделирования шаровой засыпки в НИЦ «Курчатовский институт» разработано программное средство, позволяющее генерировать стохастические шаровые засыпки для подробных 3d-моделей реакторов ВТГР и моделирующих их критических сборок с учетом законов физики, свойств конструкционных материалов а. з. и отражателей.
В данной работе демонстрируется работоспособность разработанного программного средства, а созданные с его помощью модели используются при моделировании экспериментов на критическом стенде АСТРА для валидации нейтронно-физического кода MCU-HTR.
Ключевые слова
шаровые засыпки, критстенд «АСТРА», бенчмарк, методика расчета, ВТГР, моделирование, верификация, расчетные коды
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы – инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. 136 с.
- Мордвинцев В.М., Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П. Экспериментальные исследования процессов ввода в шаровую засыпку ВТГР средств компенсации реактивности. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева, 2019, вып. 3, с. 80–90. DOI: 10.46960/1816-210X_2019_3_80.
- Cui M., Guo J., Wang Y., Liu B., Kong B., Zhu K., Li F. Pebble-Bed High-Temperature Gas-Cooled Reactor Burnup Uncertainty Analysis Based on Fine Burnup History and Fine Burnup Chains. Nuclear Power Engineering, 2023, no. 2, pp. 9–14. DOI: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0009.
- Lin Z., Wang Q., Zhan Y., Ti W., Peng Q., Gong B. Development of Thermal Aging Test Platform for Ceramic Internals of High Temperature Gas Cooled Reactor. Equipment Environmental Engineering, 2023, no. 4, pp. 72–78. DOI: CNKI:SUN:JSCX.0.2023-04-010.
- Волков Ю.Н., Кругликов А.Е., Зизин М.Н., Бояринов В.Ф., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Бобров А.А. Моделирование нестационарных экспериментов на критическом стенде АСТРА с помощью программной системы SHIPR. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, вып. 3, с. 110–119.
- Ville R., Heikki S., Jaakko L., Riitta K.-R. Modeling of realistic pebble bed reactor geometries using the Serpent Monte Carlo code. Annals of Nuclear Energy, 2015, vol. 77, pp. 223–230. DOI: 10.1016/j.anucene.2014.11.018.
- Amin A., Naser V., Mohammad B.G. An exact MCNP modeling of pebble bed reactors. World Academy of Science, Engineering and Technology International Journal of Chemical and Molecular Engineering, 2011, vol. 5, no. 11, pp. 959–963. DOI: 10.5281/zenodo.1061906.
- Пономарёв-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Глушков Е.С., Бобров А.А., Бояринов В.Ф., Гарин В.П., Гребенник В.Н., Данелия С.В., Демин В.Е., Зимин А.А., Компаниец Г.В., Крутов А.М., Лобынцев В.А., Марова Е.В., Невиница В.А., Недорезов С.Г., Носов В.И., Поляков Д.Н., Самарин Е.Н., Смирнов О.Н., Степеннов Б.С., Сухарев Ю.П., Фомиченко П.А., Чуняев Е.И. Эксперименты на критическом стенде АСТРА в обоснование нейтронно-физических параметров ВТГР модульного типа. Препринт. ФГУ Российский научный центр «Курчатовский институт»,ИАЭ-6340/4, Москва, 2004.
- Ponomarev-Stepnoi N.N., Kukharkin N.E., Bobrov A.A., Chuniaev E.I., Garin V.P., Glushkov E.S., Kompaniets G.V., Krutov A.M., Lobyntsev V.A., Polyakov D.N., Smirnov O.N., Zimin A.A. Experiments on HTR criticality parameters at the ASTRA facility of the Kurchatov Institute. Nuclear Engineering and design, 2003, vol. 222, no. 2, pp. 215–229. DOI: 10.1016/S0029-5493(03)00013-X.
- IAEA-TECDOC-1694. Evaluation of high temperature gas cooled reactor performance. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2013. 690 p.
- Электронный ресурс: https://unity.com/ (дата обращения 11.07.2024).
- 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. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с. 4–23.
- Gurevich M.I., Bryzgalov V.I. The Neutrons Flux Density Calculation by Monte Carlo Code for the Double Heterogeneity Fuel. Proc. of Int. Conf. on Reactor Physics and Reactor Computations. Tel-Aviv, Jan. 23–26, 1994, pp. 190–196.
- Гуревич М.И., Шкаровский Д.А. Расчет переноса нейтронов методом Монте-Карло по программе MCU: Учебное пособие. М.: Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2012. 156 с.
- Пономарёв-Степной Н.Н., Брызгалов В.И., Глушков Е.С., Гомин Е.А., Гуревич М.И., Демин В.Е., Компаниец Г.В., Лобынцев В.А., Носов В.И., Поляков Д.Н., Смирнов О.Н., Тельковская О.В. Использование программы MCU для анализа результатов критических экспериментов с шаровыми твэлами ВТГР на стенде «АСТРА». Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 4, с. 243–252.
УДК 621.039.4
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 124–134
