EDN: JOCIDU
Авторы
Пастухова П.В., Зарапина Э.М., Мишин В.А., Перегудов А.А., Яковлева В.В.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Пастухова П.В. – инженер-исследователь. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 50-53); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Зарапина Э.М. – младший научный сотрудник.
Мишин В.А. – младший научный сотрудник.
Перегудов А.А. – начальник ДРИБ АЭС, кандидат технических наук.
Яковлева В.В. – инженер-исследователь.
Аннотация
Расчетные исследования в области быстрых реакторов базируются на использовании диффузионных и прецизионных кодов. За годы использования программные комплексы – коды сопровождения – показали свою высокую эффективность.
В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах активно развиваются и используются для постановки реакторных экспериментов по отработке новых видов топлива и конструкционных материалов. В связи с этим задача оперативного сопровождения быстрых реакторов с надежными расчетными предсказаниями высокой точности выходит на новый уровень. Для этого вычислительный комплекс нового поколения BNcode необходимо адаптировать для научного сопровождения не только реактора БН-800, но и БН-600, а в перспективе БН-1200М.
Целью данной работы является верификация вычислительного комплекса BNcode для сопровождения реактора БН-600. Расчеты проводились для нескольких микрокампаний, для которых были сформированы подробные и упрощенные модели.
В ходе работы были оценены достоинства и преимущества программных средств расчетного сопровождения реактора БН-600 в АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», а именно системы ModExSys и комплекса BNcode, обеспечивающие надежную безопасную эксплуатацию энергоблоков, моделирование условий облучения и измерений с высоким уровнем функциональности и производительности.
В статье приводятся результаты расчетов, полученных по инженерной программе и прецизионном коду, для следующих величин: критичность, максимальный запас реактивности, эффективность органов СУЗ, уровень подкритичности, изменения изотопного состава материалов при расчете выгорания. Расчеты выполнены с помощью программ MMKKENO и TRIGEX (с использованием системы подготовки констант CROSSER/БНАБ-93/РОСФОНД2010 и 2020.2).
Ключевые слова
методика расчета, двухкомпонентная ЯЭС, замыкание ЯТЦ, реактор на быстрых нейтронах, расчетное сопровождение эксплуатации, комплекс автоматизированного расчета, БН-600, БН-800, критичность, эффективность органов СУЗ, уровень подкритичности, MMKKENO, TRIGEX
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Зарапина Э.М., Стогов В.Ю., Мишин В.А., Хныкина Е.С. Расчётные инструменты, применяемые в сопровождении действующих быстрых реакторов. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2023, № 2, c. 121–133. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.2.10.
- TRIGEX.05. Аттестационный паспорт программного средства, № 312 от 09.10.2012, c. 1–5.
- Моисеев А.В. Система моделирования и расчётного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах: специальность 05.13.18 «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ»: диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. Обнинск, «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2010, c. 54–56.
- Кочетков А.Л. Программа CARE – расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке. Препринт ФЭИ-2431. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 1995, c. 1–14.
- Серегин А.С., Кислицына Т.С. Аннотация комплекса программ TRIGEX-CONSYST-BNAB-90. Препринт ФЭИ-2655. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 1997, c. 1–10.
- Перегудов А.А., Крячко М.В., Кощеев В.Н., Маслов П.А., Тормышев И.В., Семенов М.Ю., Кунцьо Г.А., Гурская О.С., Иванов А.А., Ерпалов П.А. BNcode – усовершенствованный код для научного сопровождения действующих реакторов БН. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, вып. 2, c. 77–86.
- Кощеев В.Н., Тормышев И.В., Мишин В.А., Перегудов А.А., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Якунин А.А. CROSSER – программный модуль подготовки групповых констант для инженерных расчетов быстрых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, вып. 4, c. 16–25.
- Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программа подготовки констант CONSYST. Описание применения. Препринт ФЭИ-2828. Обнинск, 2000, c. 1–42.
- Блыскавка А.А., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программный комплекс CONSYST/MMKKENO для расчета ядерных реакторов методом Монте Карло в многогрупповом приближении с индикатрисами рассеяния в Pn-приближении. Препринт ФЭИ-2884. Обнинск, 2001, c. 1–28.
- ММKK. Аттестационный паспорт программного средства, № 314 от 09.10.2012, c. 3–5.
- Моiseev А.V., Khomyakov Yu.S., Surov S.V. Experimental and calculating substantiation of reactivity balance and energy-release distribution in BN-600 core. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13). Paris, France, 2013, c. 175–192.
- Власкин Г.Н., Перегудов А.А., Рожихин Е.В., Семенов М.Ю., Якунин А.А., Хомяков Ю.С. Разработка нейтронно-физических тестов для анализа первой серии облучения нитридного топлива в реакторе БН-600. Труды научно-технической конференции «Нейтроника-2017». Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 29 ноября – 1 декабря 2017. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2017. C. 9.
- Крячко М.В., Забродская С.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С. Программный комплекс для расчета изотопного состава топлива. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, вып. 2, с. 99–112.
- Баканов М.В., Потапов О.А. 30-летний опыт промышленной эксплуатации реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2011, № 1, с. 22–26.
- Ошканов Н.Н., Баканов М.В., Потапов О.А. Опыт эксплуатации энергоблока БН-600 Белоярской АЭС. Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 342–345.
УДК 539.1
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 4, c. 81–91
