Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Тестирование ковариационных матриц погрешностей системы констант БНАБ

14.07.2014 2014 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

О.Н. Андрианова Ю.Е. Головко Г.М. Жердев Д.В. Задорнов В.Н. Кощеев Г.Н. Мантуров А.А. Перегудов A.М. Цибуля

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.12

УДК: 621.039.51.17

Возросший в последние годы интерес к работам по оценке погрешностей важнейших нейтронно-физических характеристик побуждает к развитию систем ковариационных ядерных данных. В свете последних достижений в этой области версия библиотеки ковариационных матриц погрешностей из системы групповых констант БНАБ-93 нуждалась в уточнении с привлечением дополнительной информации из современных библиотек нейтронных данных.

Работа посвящена тестированию библиотеки ковариационных матриц погрешностей, созданной на основании экспертных оценок для современной версии системы групповых констант БНАБ, в основе которой использована библиотека оцененных данных РОСФОНД-2010. Процесс тестирования представлял собой сравнение и анализ расчетных погрешностей средних сечений на спектре типичного быстрого реактора ковариационных данных системы БНАБ с аналогичными данными из современных библиотек, таких как ENDF/B, JENDL, COMMARA и др.

Для ряда тестовых моделей перспективных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем выполнены расчеты погрешностей важнейших нейтронно-физических характеристик на основании ковариационных данных систем COMMARA и БНАБ. Проведен анализ основных источников погрешностей.

Ссылки

  1. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. – М.: Энергоиздат, 1981.
  2. Palmiotti G., Salvatores M. Proposal for nuclear data covariance matrix, JEFDOC 1063 Rev.1, January 20, 2005.
  3. Khomyakov Yu.S., Eliseev V.A., Malysheva V.I. et al., Optimization of Parameters of MOX Fuel Core of Sodium Cooled Large Size Fast Reactor. Proceedings of Global 2009, Paris, France, September 6-11, 2009.
  4. Matveev V.I., Chebeskov A.N., Cherny V.A. et al. Studies, Development and Justification of Core with Zero Sodium-Void Reactivity Effect of the BN-800 Reactor. In Proc. of the International topical meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk, Russia, October 3-7, 1994.
  5. BN-600 Hybrid Core Benchmark Analysis, IAEA TecDoc- 1623, Vienna, IAEA, February 2010.
  6. Smirnov V. Orlov, V. The lead cooled fast reactor benchmark BREST-300: analysis with sensitivity method. Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications Palais des Papes, Avignon, France, September 12-15, 2005, on CD-ROM, American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2005).
  7. Zrodnikov A.V., Dragunov U.G., Stepanov V.S., Toshinsky G.I. et al. «SVBR-75100 – Lead-bismuth cooled small power modular fast reactor for multi-purpose usage», In Proc. of the International conference “Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power”, Vienna, 23–26 June 2003, IAEA-CSP-24, 2004. – P. 371.
  8. Романова Н.В., Юхнов Б.М., Мамедов Т.С. Компоновочные решения контуров теплоотвода РУ МБИР с натриевым теплоносителем, ОАО «НИКИЭТ» 2011г.
  9. Jerdev G.M., SKALA – The Computing System for an Estimation of Nuclear and Radiation Safety, M&C-2005/ Avignon, France, September 12–15 2005.
  10. Blyskavka A.A., .Jerdev G.M, Manturov G.N. et al. Use of the SKALA Code Package for Computing Criticality and its Uncertainty. Proc. of International Conference on Nuclear Safety (ICNC’07), St. Petersburg, Russia, May 28 – June 1, 2007.
  11. Herman M., Oblozinsky P., Mattoon C.M. et al. COMMARA-2.0 Neutron Cross Section Covariance Library, BNL-94830-2011.

нейтронные данные ковариационная матрица критичность модель быстрого реактора