EYLTWJ
Авторы
Белоусов В.И., Дьячков И.И., Иоаннисиан М.В., Писарев А.Н.
Организация
Федеральное государственное бюджетное учреждение Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Писарев А.Н. – старший научный сотрудник. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (920) 898-60-76, (499) 196-74-10; e-mail Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Белоусов В.И. – начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук.
Дьячков И.И. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук.
Иоаннисиан М.В. – начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
Для программы КИР (версия С) разработаны и реализованы алгоритмы расчёта кинетики нейтронов методом Монте-Карло, которые в настоящее время проходят верификацию и валидацию. Верификационная база бенчмарков, содержащих результаты измерений нестационарных процессов, не так обширна как у стационарных процессов, для которых существуют сборники критических (ICSBEP) и реакторных (IHERPBE) экспериментов. Однако имеется несколько опубликованных бенчмарков, позволяющих провести валидацию алгоритмов расчёта кинетики, в которые входит рассматриваемый в данной работе бенчмарк-эксперимент, проведённый на исследовательской реакторной установке SPERT III в 1960-х годах.
Для верификации разработанной модели активной зоны реактора SPERT III, в программе КИР-С проведена серия стационарных расчётов. Результаты моделирования получены для физических параметров, таких как эффективный коэффициент размножения, эффективность поглощающих стержней и кинетические параметры: доля запаздывающих нейтронов βэф и время генерации мгновенных нейтронов Λэф. Расчёт нестационарных процессов осуществляется на основе приближенных методов (адиабатическое) и прямого метода Монте-Карло с учётом запаздывающих нейтронов. Для всей серии экспериментов, проведённых на реакторной установке SPERT III, были получены периоды реактора в адиабатическом приближении. Проведены демонстрационные расчёты нейтронной кинетики для серии разгонных экспериментов Т-32, Т-41, Т-43, Т-57 и Т-70 без учёта обратных связей. Результаты моделирования нейтронной кинетики без учёта обратных связей показали хорошее соответствие с экспериментальными данными. Кроме того, для эксперимента Т-32 проведена кросс-верификация программы КИР-С с результатами расчётов по программе Serpent 2. Для более точного анализа результатов необходимо провести расчёты нейтронной кинетики с учётом обратных связей.
Ключевые слова
уравнение переноса нейтронов, прямой метод Монте-Карло, прецизионные расчёты, нейтронно-физические коды, активная зона реактора, реакторная установка SPERT III, нейтронная кинетика, программа КИР-С, адиабатическое приближение, нестационарный расчёт, математические бенчмарки
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Cao L., Gerlach A., Xu Y., Downar T., Lee J.C. Ann. Nucl. Energy, 2015, vol. 80, p. 207.
- Zoia A., Brun E. et al. Reactor physics analysis of the SPERT III E-core with Tripoli-4 R. Ann. Nucl. Energy, 2016, vol. 90, p. 71.
- Zhao C., Liu Z., Cao L., Shen Q., Downar T., Cao L. Prog. Nucl. Energy, 2020, vol. 124, p. 103322.
- Kang, Junsu & Jae, Seungug & Joo, Han. Modelling and Preliminary Analysis of the SPERT III E-core with nTRACER. 2020.
- Zhu, Ang. Transient methods for pin-resolved whole core transport using the 2d-1d methodology in MPACT. Proc. of the ANS MC2015 – Joint International Conference on Mathematics and Computation (M&C), Supercomputing in Nuclear Applications (SNA) and the Monte Carlo (MC) Method. Nashville, TN, April 19–23, 2015, on CD-ROM. 2015, vol. 3, pp. 2360–2375.
- Ikeda H., Takeda T. Development and Verification of an Efficient Spatial Neutron Kinetics Method for Reactivity-Initiated Event Analyses. J. Nucl. Sci. Technol., 2001, vol. 38, pp. 492–502. DOI: https://doi.org/10.1080/18811248.2001.9715059.
- Knebel M. et al. Validation of the Serpent 2-DYNSUB code sequence using the Special Power Excursion Reactor Test III (SPERT III). Annals of Nuclear Energy, 2016, vol. 91, pp. 79–91.
- Aoki S., Suemura T., Ogawa J., Takeda T. Analysis of the SPERT-III E-Core using ANCK Code with the Chord Weighting Method. Journal of Nuclear Science and Technology, 2009, vol. 46, pp. 239–251.
- Alex Levinsky, Ville Valtavirta, Frederick P. Adams, Vinicius N.P. Anghel. Modeling of the SPERT transients using Serpent 2 with time-dependent capabilities. Annals of Nuclear Energy, 2019, vol. 125, pp. 80–98.
- Diego Ferraro, Manuel García, Ville Valtavirta, Uwe Imke, Riku Tuominen, Jaakko Leppänen, Victor Sanchez-Espinoza. Serpent/SUBCHANFLOW pin-by-pin coupled transient calculations for the SPERT-IIIE hot full power tests. Annals of Nuclear Energy, 2020, vol. 142, pp. 80–98.
- Dokhane A. et al. Recent developments in PSI BEPU analysis for SPERT-III RIA transient: ND uncertainty breakdown and kinetic parameters uncertainty assessment. Nuclear Engineering and Design, 2021, vol. 382, p. 111378.
- Dokhane A. et al. Validation of PSI best estimate plus uncertainty methodology against SPERT-III reactivity initiated accident experiments. Annals of Nuclear Energy, 2018, vol. 118, pp. 178–184.
- Grandi G., Moberg L. Qualification of CASMO5/SIMULATE-3K against the SPERT-III E core Cold Start-up Experiments. Proc. of PHYSOR 2012 – Advances in Reactor Physics. Knoxville, USA, April 15–20, 2012, pp. 3216–3230.
- Grandi G. Validation of CASMO5/SIMULATE-3K Using the Special Power Excursion Test Reactor III E-CORE: Cold Start-up, Hot Start-up, Hot Standby and Full Power Conditions. Proc. of PHYSOR 2014. Kyoto, Japan.
- Mancusi D., Faucher M. & Zoia A. Monte Carlo simulations of the SPERT III E-core transient experiments. Eur. Phys. J. Plus, 2022, vol. 137, p. 127.
- Zoia A., Jouanne C., Sireta P., Leconte P., Braoudakis G. et al. Analysis of dynamic reactivity by Monte Carlo methods: The impact of nuclear data. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 110, pp. 11–24.
- Tatsuya Fujita & Tomohiro Sakai. Analysis of the SPERT-III E-Core experiment using CASMO5/TRACE/PARCS based on JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. Journal of Nuclear Science and Technology, 2019, vol. 56:6, pp. 553–571.
- Junsu Kang, Min Ryu, Seungug Jae, Hyeongseog Kim, Han Gyu Joo. Direct whole core modeling and simulation of the SPERT III E-Core experiments by nTRACER. Progress in Nuclear Energy, 2021, vol. 139, p. 103824.
- Olson A.P. Technical Report ANL/GTRI/TM-13/10. Argonne National Laboratory, Argonne, IL, USA, 2013.
- Olson A. Technical Report STI/DOC/010/480. Vienna, Austria, IAEA, 2015.
- Benchmarking against Experimental Data of Neutronics and Thermohydraulic Computational Methods and Tools for Operation and Safety Analysis of Research Reactors: Results of a Coordinated Research Project. IAEA-TECDOC-1879. Vienna: IAEA, 2019. 290 p.
- Research Reactor Benchmarking Database: Facility Specification and Experimental Data. Technical Reports Series No. 480 (Rev. 1). Vienna: IAEA, 2015.
- Leppänen Jaakko, Pusa Maria, Viitanen Tuomas, Valtavirta Ville, Kaltiaisenaho Toni. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Annals of Nuclear Energy, 2016, vol. 82, pp. 142–150. DOI: 10.1016/j.anucene.2014.08.024.
- Heffner R.E., Wilson T.R. SPERT III Reactor Facility. Technical Report IDO-16721. AEC Research and Development, December 1961.
- Dugone J. SPERT III Reactor Facility: E-core Revision. IDO-17036. Reactor Technology, U.S. Atomic Energy Commission, 1965.
- Houghtaling J.E., Norberg J.A., Haire J.C. Addendum to the SPERT-III hazards summary report. Low-enrichment oxide core. IDO-17003. 1965.
- McCardell R.K., Herbon D.L., Houghtaling J.E. Reactivity Accident Tests Results and Analyses for the SPERT III E-core a Small Oxide-Fueled, Pressurized Water Reactor. IDO-17281. March 1969.
- Potenza R.M., Haire J.C., Nyer W.E. Quarterly technical report SPERT project. IDO-17206. 1966.
- Taxelius T.G., Potenza R.M. Quarterly technical report SPERT project. IDO-17207. 1967.
- Taxelius, T.G. Quarterly technical report SPERT project. IDO-17228. 1967.
- Taxelius T.G., Haire J.C., Forbes S.G. Quarterly technical report SPERT project. IDO-17245. 1967.
УДК 621.039.51.17, 539.125.523.4
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 2, c. 53–65
