Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Применение неаналоговых методов в коде MCNP для расчетного анализа измерений скоростей реакций на критических сборках БФС

28.03.2016 2016 - №02 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

О.Н. Андрианова Г.Н. Мантуров Е.В. Рожихин

УДК: 621.039.51.17

Расчетный анализ измерений распределения скоростей реакций и возмущений реактивности, проводимых на критических сборках БФС, важен как для получения информации для уточнения нейтронных данных, так и оценки точности реакторных характеристик.

В условиях сильной гетерогенности активных зон критических сборок возникает необходимость применения кодов, позволяющих воспроизводить точное описание геометрии и детальное представление энергетической зависимости характеристик нейтронных взаимодействий.

В то же время при проведении серийных верификационных тестов библиотек нейтронных данных и программных кодов требуются существенные затраты машинного времени.

В таких случаях для достижения требуемой точности расчета реакторных функционалов необходимо применение неаналоговых методов расчета (методов понижения дисперсии).

В работе рассмотрены алгоритмы повышения эффективности расчетов на основе неаналоговых методов, реализованных в коде MCNP, на примере анализа экспериментов по измерению скоростей реакций в критических размножающихся системах со сложной гетерогенной структурой.

Результаты выполненного анализа показали, что комбинация пространственного и энергетического расщеплений в методе весовых окон приводит к существенному повышению эффективности расчета и сокращению машинного времени от нескольких дней до нескольких часов при статистических ошибках в спектральных индексах ниже 2%.

Ссылки

  1. Николаев М.Н. Константное обеспечение расчетов быстрых реакторов. Путь к современному состоянию и задачи дальнейшего развития // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – №4. – С. 5 – 16.
  2. Briesmeiser J.F., Brown J.S. MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, User’s Guide, Volume II. LA-CP-03-0245, LANL, 484 P. (2003).
  3. Андрианова О.Н., Мантуров Г.Н. и др. Использование метода GRS для оценки погрешности нейтронно-физических характеристик перспективного быстрого реактора // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №2. – С. 90-98.
  4. Кочетков А.Л., Матвеенко И.П., Семенов М.Ю. и др. Критические эксперименты на стенде БФС-2 в поддержку размещения МОХ-топлива в реакторы БН // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2007. – №2. – С. 16 – 27.
  5. Дулин В.А., Казанский Ю.А. и др. Некоторые физические исследования на быстрых критических сборках БФС-1//Атомная энергия. – 1976. – Т. 40, вып. 5. – С. 377-381.
  6. V. Doulin, A. Kochetkov, O. Pavlova et.al. “BFS-1-FUND-EXP-003. Experimental Program Performed at the BFS-42 Assembly - K-Infinity Experiments for 238U in Fast Neutron Spectra: Measurements with Plutonium Mixed with Depleted Uranium Dioxide and Polyethylene”, International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(2007)1, March 2007
  7. Doulin V., Kochetkov A., Pavlova O. et. al. BFS-2-FUND-EXP-001. Experimental Program Performed at the BFS-31 Assembly - K-Infinity Experiments for 238U in Fast Neutron Spectra: Measurements with Plutonium Mixed with Depleted Uranium Dioxide and Polyethylene. International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments, NEA/NSC/ DOC(2007)1, March 2007.
  8. Doulin V., Kochetkov A., Pavlova O. et. al. BFS-2-FUND-EXP-001. BFS-97, -99, -101 Assemblies: Experimental Program on Critical Assemblies with Heterogeneous Compositions of Plutonium, Depleted-Uranium Dioxide, and Polyethylene. International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(2007)1, March 2007.
  9. Doulin V., Kochetkov A., Pavlova O. et. al. BFS-57 and BFS -59 Assemblies: Experimental Program on Critical Assemblies with Heterogeneous Compositions of Enriched-Uranium Dioxide or Plutonium, Depleted-Uranium Dioxide, and Polyethylene. International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(2007)1, March 2007.
  10. Hodgdon A.D. A Variance Reduction Management Algorithm for MCNP, Transactions of the ANS, New Orleans, November 16-20, 2003. – Vol 89. – PP. 373-374.
  11. Smith H.P., Wagner J.C. A Case Study in Manual and Automated Monte Carlo Variance Reduction with a Deep Penetration Reactor Shielding Problem // Nuclear Science and Engineering. – 2005. – Vol. 149. – PP. 23–37, 2005.
  12. Кощеев В.Н., Мантуров Г.Н. и др. Верификация нейтронных данных основных реакторных материалов из библиотеки РОСФОНД на интегральных экспериментах // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №1. – С. 204 - 214.
  13. Andrianov A.A., Korovin Yu.A., Kuptsov I.S., Stankovskiy A.Yu. Interactive Information System for Preparation and Verification of Nuclear Data in the High-Energy Range // Journal of the Korean Physical Society. – August 2011. – Vol. 59. – No. 23. – PP. 1096-1099.
  14. Andrianova O., Peregudov A., Raskach K., Tsibulya A. Application of GRS Method to Evaluation of Uncertainties of Calculation Parameters of Perspective Sodium-Cooled Fast Reactor / Proc. Int. Conf. on Reactor Physics PHYSOR 2012. Knoxville, TN, USA, April 15-20, 2012.
  15. Andrianova O., Koscheev V., Lomakov G., Manturov G. Neutron data adjustment based on integral critical experiments on the BFS-facility with different neutron spectrum. PHYSOR 2016, Sun Valley, ID 16222. May 1–5, 2016. – PP. 2166-2175.
  16. Evaluation of Proposed Integral Critical Experiments with Low-moderated MOX Fuel, Report NEA OECD №6047, ISBN 92–64–01049–1, 124 p., 2005.
  17. Забродская С.В., Игнатюк А.В., Кощеев В.Н. и др. РОСФОНД – Российская национальная библиотека оцененных нейтронных данных // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерные константы. – 2007. – Вып. 1-2. С. 3–21.

интегральные критические эксперименты критический стенд БФС скорости реакций методы понижения дисперсии MCNP