Использование диффузионного приближения при расчете реактора с полостями

22.06.2018 2018 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

Е.Ф. Селезнев В.П. Березнев

https://doi.org/10.26583/npe.2018.2.07

Актуальность расчета поля излучения во внутриреакторных полостях связана с необходимостью моделирования в реакторах на быстрых нейтронах (БР) аварийных режимов, а также состояний с различным уровнем теплоносителя в специально предназначенных каналах устройств пассивной обратной связи (УПОС) в реакторах типа БРЕСТ или натриевой полости в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Метод последнего столкновения, Last Flight (LF) [1 – 8], или метод нерассеянного компонента широко известен в мире и обычно используется в программах на основе метода сферических гармоник для получения решения в газовой среде на некотором расстоянии от расчетной объемной области (DORT [6], TORT [4] и др. [8]). Практика его использования [1] показала, что приемлемые результаты достижимы на значительном расстоянии от границы раздела плотной и газовой сред (более двух метров); для полостей внутри расчетной области получение качественного решения не гарантируется.

Кроме того, реализацию методики расчета полостей желательно проводить в рамках используемых в реакторных расчетах приближений, что вносит в них некоторые особенности, в частности, для диффузионного приближения предполагается изотропность плотности потока нейтронов и необходимость «условной» расчетной ячейки на поверхности, ограничивающей пустотную ячейку. Если метод LF ориентирован на связь точки источника с точкой детектирования, то при расчете поля нейтронов в полостях необходимо определять исход нейтронов с площади поверхности источника и приход их на определенную площадь поверхности полости. Для решения предложено использовать приближенное решение, представленное в работе.

Таким образом, авторами разработан и реализован алгоритм расчета внутриреакторных полостей в диффузионном приближении.

Ссылки

1. DOORS3.2 – One-, Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/ Photon Transport Code System, RSICC Computer Code Collection, CCC-650, ORNL, 1988.
2. Дэвисон Б. Теория переноса нейтронов. – М.: Атомиздат, 1960. – 520 с.
3. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. / Пер. с анг. под ред. В.Н. Артамкина. – М.: Атомиздат, 1974. – 494 с.
4. Rhoades W.A., Sipmson D.B. The Tort Three-Dimensional Discrete Ordinates Neutron/ Photon Transport Code (TORT Version 3), ORNL/TM-13221, October 1997.
5. Волощенко А.М., Руссков А.А. Разработка документации на усовершенствованный прецизионный код. – Отчет ТПИ им. М.В.Келдыша РАН № 6-12-2012, 2012. – 39 с.
6. Rhoades W.A. and Childs R.L. The DORT Two-Dimensional Discrete Ordinates Code. // Nucl. Sci. & Eng. – 1998. – Vol. 99. – PP. 88-89.
7. Mynatt F.R., Muckenthaler F.J. and Stevens P.N. Development of a Two-Dimensional Discrete Ordinates Transport Theory for Radiation Shielding, CTC-INF-952, Union Carbide Corp., Nucl. Div. – Oak Ridge Natl. Lab. (August 1969).
8. «SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation». – January 2009. – ORNL/TM-2005/39. – Ver. 6. – Vols. I-III. RSICC code package CCC-750.
9. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Чернецов Н.Г. Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 1.
10. Сараев О.М., Носков Ю.В., Зверев Д.Л., Васильев Б.А., Седаков В.Ю., Поплавский В.М., Цибуля А.М., Ершов В.Н., Знаменский С.Г. Обоснование проекта и состояние сооружения энергоблока БН-800 // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 197-201.
11. Ошканов Н.Н., Сараев О.М., Баканов М.В., Говоров П.П., Потапов О.А., Ашурко Ю.М., Поплавский В.М., Васильев Б.А., Каманин Ю.Л., Ершов В.Н. 30-летний опыт эксплуатации натриевого быстрого реактора БН-600. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 186-191.
12. Алексеев Н.И., Калугин М.А., Кулаков А.С., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А. Тестирование программы MCU-FR применительно к расчетам критичности быстрых реакторов. // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2016. – Вып. 5. – С. 22-26.
13. Гуревич М.И., Калугин М.А., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А. Характерные особенности MCU-FR. // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2016. – Вып. 5. – С. 17-21.
14. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Елисеев В.А., Кузнецов И.А., Волков А.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С., Цибуля А.М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на технико-экономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 230-235.

реактор на быстрых нейтронах диффузионное приближение расчет полостей

Ссылка для цитирования статьи: Селезнев Е.Ф., Березнев В.П. Использование диффузионного приближения при расчете реактора с полостями. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 2. – С. 67-77. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.2.07 .