Сравнительный анализ неопределенностей, вносимых ядерными данными, в критичность быстрых реакторов Поколения IV

28.03.2023 2023 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

Д.Г. Черешков М.Ю. Терновых Г.В. Тихомиров А.А. Рыжков

https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.14

В работе использованы новые возможности расчётных кодов и результаты публикаций по оценке неопределённостей важнейших нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах на основе библиотек ядерных данных и ковариационных матриц. Представлен сравнительный анализ оценок, связанных с нейтронными реакциями, на моделях реакторов со свинцовым теплоносителем и натриевым теплоносителями. Для моделей перспективных быстрых реакторов типа БР и БН с тремя видами топлива (диоксид урана, МОКС и СНУП) выполнены расчёты неопределённостей коэффициента размножения на основе групповых ковариационных матриц библиотеки ENDF/B-VII.1 в программном коде SCALE 6.2.4. Определены основные источники неопределённостей коэффициента размножения. Сформулированы рекомендации по повышению точности сечений нуклидов для обеспечения более надежного расчёта критичности быстрых реакторов. У реакторов со свинцовым теплоносителем отсутствует столь же значительный опыт эксплуатации установки по сравнению с легководными и натриевыми реакторами. Недостаточность экспериментальных данных ставит под сомнение достоверность результатов расчётного моделирования и требует всестороннего анализа неопределённости исходных данных при моделировании. В работе полученными результатами поддерживается утверждение, что у свинцовых и натриевых реакторов чувствительность к ядерным данным близка при использовании одинаковых расчётных инструментов, библиотек данных и топливных композиций. Это позволяет использовать в обоснование безопасности свинцовых реакторов накопленные бенчмарки по натриевым реакторам.

Ссылки

1. Адамов Е.О., Иванов В.К., Мочалов Ю.С. и др. К вопросу о различных подходах к национальной стратегии развития ядерной энергетики. // Атомная энергия. – 2022. – Т. 132, № 3. – С. 131-141. – EDN WGBPZH. Электронный ресурс: https://elibrary.ru/download/elibrary_49460180_33198678.pdf (дата доступа 21.11.2022).
2. Castelluccio D.M., Grasso G., Lodi F., Peluso V.G., Mengoni A. Nuclear data target accuracy requirements for advanced reactors: The ALFRED case. // Annals of Nuclear Energy. – 2021. – Vol. 162. –108533. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108533 .
3. Romojaro P., Alvarez-Velarde F., Cabellos O., Garcia-Herranz N., Jimenez-Carrascosa A. On the importance of target accuracy assessments and data assimilation for the codevelopment of nuclear data and fast reactors: MYRRHA and ESFR. // Annals of Nuclear Energy. – 2021. – Vol. 161. – 108416. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108416 .
4. Trivedi I., Hou J., Grasso G., Ivanov K., Franceschini F. Nuclear data uncertainty quantification and propagation for safety analysis of lead-cooled fast reactors. // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2020. – Vol. 2020. – 3961095. DOI: https://doi.org/10.1155/2020/3961095 .
5. Trottier A., Adams F.P., Levinsky A., Roubtsov D. Nuclear data sensitivity for reactor physics parameters in a lead-cooled reactor. // Annals of Nuclear Energy. – 2018. – Vol. 120. – PP. 333-347. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.05.047 .
6. Мантуров Г.Н., Забродская С.В., Зуйков А.А. и др. Состояние разработки баз данных ядерных констант для расчётов быстрых реакторов на основе РОСФОНД и БНАБ-РФ. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2022. – № 3. – С. 19-26. – EDN LEWHAI. Электронный ресурс: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=49499731 (дата доступа 21.11.2022).
7. Bostelmann F., Wiarda D., Arbanas G., Wieselquist W.A. Extension of SCALE/Sampler’s sensitivity analysis. // Annals of Nuclear Energy. – 2022. – Vol. 165. – 108641. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108641.
8. Romojaro P., Alvarez-Velarde F. Evolution of the importance of neutron-induced reactions along the cycle of an LFR. // EPJ Web of Conferences. – 2020. – Vol. 239. – 22010. DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/202023922010 .
9. Romojaro P., Alvarez-Velarde F., Herranz N. SUMMON: A sensitivity and uncertainty methodology for Monte Carlo codes. / Int. Conf. on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering. – Jeju, Korea: April 16-20, 2017. Электронный ресурс: https://www.kns.org/files/int_paper/paper/MC2017_2017_2/P139S02-06RomojaroP.pdf (дата доступа 21.11.2022).
10. Romojaro P., Alvarez-Velarde F., Kodeli I., Stankovskiy A., Diez C.J., Cabellos O., Garcнa-Herranz N., Heyse J., Schillebeeckx P., Van den Eynde G., Zherovnik G. Nuclear data sensitivity and uncertainty analysis of effective neutron multiplication factor in various MYRRHA core configurations. // Annals of Nuclear Energy. – 2017. – Vol. 101. – PP. 330-338. DOI: https://doi.org/doi:10.1016/j.anucene.2016.11.027 .
11. Bostelmann F., Ilas G., Wieselquist W.A. Nuclear data sensitivity study for the EBR-II fast reactor benchmark using SCALE with ENDF/B-VII.1 and ENDF/B-VIII.0. // Journal of Nuclear Engineering. – 2021. – Vol. 2. – No. 4. – PP. 345-367. DOI: https://doi.org/10.3390/jne2040028 .
12. Ma X., Huang Y., Qu W., Zhou F., Peng X., Kui H., Bin Z. Uncertainty comparison between ENDF/B-VIII.0 and ENDF/B-VII.1 for fast reactor BN-600 using high-precision sampling method. // Annals of Nuclear Energy. – 2021. – Vol. 161 – 108457. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108457 .
13. Wan C., Huang Y., Zheng Y., Cao L., Wu H. Nuclear-data adjustment based on the continue-energy cross-section library for the fast reactor. // Annals of Nuclear Energy. – 2020. – Vol. 143. – 107453. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107453 .
14. Griseri M., Fiorito L., Stankovskiy A., Van den Eynde G. Nuclear data uncertainty propagation on a sodium fast reactor. // Nuclear Engineering and Design. – 2017. – Vol. 324. – PP. 122-130. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.08.018 .
15. Vu T.M., Hartanto D. Study on the sensitivity and uncertainty of nuclear data to the sodium-cooled linear breed-and-burn fast reactor using SCALE 6.2 code. // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2021. – Vol. 2021. – 9997867. DOI: https://doi.org/10.1155/2021/9997867 .
16. Zheng Y., Qiao L., Zhai Z., Du X., Xu Z. SARAX: A new code for fast reactor analysis part II: Verification, validation and uncertainty quantification. // Nuclear Engineering and Design. – 2018. – Vol. 331 – PP. 41-53. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.02.033 .
17. Tikhomirov G., Ternovykh M., Khomyakov Y., Suslov I. Independent testing of new generation codes of the «Proryv» project. // Nuclear Engineering and Design. – 2021. – Vol. 384. – 111497. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111497 .
18. Ternovykh M.Y., Bogdanova E.V. Testing the multigroup, group and subgroup options of the CONSYST/ABBN-RF system on criticality calculations of fast reactor models with MNUP fuel. // Journal of Physics: Conference Series. – 2020. – Vol. 1689. – 012059. DOI: https://doi.org/10.1088/1742-6596/1689/1/012059 .
19. Ternovykh M., Tikhomirov G., Khomyakov Y., Suslov I. Determination of equilibrium fuel composition for fast reactor in closed fuel cycle. // EPJ Web of Conferences. – 2017. – Vol. 153. – 07034. DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/201715307034 .
20. Андрианова О.Н., Головко Ю.Е., Жердев Г.М. и др. Тестирование ковариационных матриц погрешностей системы констант БНАБ. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2014. – № 2. – С. 109-117. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.12 .

быстрые реакторы Поколение IV ковариационные матрицы коэффициент чувствительности неопределённость SCALE СНУП-топливо МОКС

Ссылка для цитирования статьи: Черешков Д.Г., Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В., Рыжков А.А. Сравнительный анализ неопределенностей, вносимых ядерными данными, в критичность быстрых реакторов Поколения IV. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 1. – С. 162-174. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.14 .