Оценка влияния расчетных приближений на нейтронно-физические характеристики тепловыделяющей сборки высокотемпературного газоохлаждаемого реактора

18.03.2024 2024 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

А.В. Саляев С.Г. Усынина В.П. Калинина

https://doi.org/10.26583/npe.2024.1.13

Объектом исследования является призматическая топливная сборка высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) в виде графитового блока с проходками под топливные элементы, выгорающий поглотитель и гелиевый теплоноситель.

По сравнению с концепцией насыпной активной зоны на базе шаровых топливных элементов призматическая сборка имеет более сложную структуру применительно к расчету нейтронно-физических характеристик.

Для исследования влияния расчетных приближений и способов моделирования призматического топливного блока (ТВС) ВТГР на точность расчета нейтронно-физических характеристик была разработана модель типичного топливного блока, включающего в себя топливные компакты (ТК), компакты выгорающего поглотителя (ВП) и проходки под теплоноситель. Рассчитывалось изменение характеристик в процессе облучения ТВС. Расчет выгорания выполнен на базе программного комплекса SCALE 6.2.4 с использованием расчетного модуля, реализующего метод Монте-Карло, с многогрупповой библиотекой сечений на базе файлов оцененных ядерных данных ENDF/B-VII.1 и модуля расчета выгорания ORIGEN, входящих в состав данного комплекса.

Рассмотренные различные способы моделирования топливных компактов и компактов выгорающего поглотителя с помощью встроенного в комплекс средства (тип ячейки DOUBLEHET) и путем задания микрочастиц ВП в графитовой матрице показали согласие рассчитываемых характеристик с результатами, полученными путем прямого моделирования топливного блока ВТГР с использованием поточечной библиотеки сечений, в пределах 1 – 2%.

Проведена также серия расчетов для оценки влияния параметров расчетной статистики на результаты.

Ссылки

1. Wieselquist W.A., Lefebvre R.A., Jessee M.A. (Editors). SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.4, April 2020.
2. Саляев А.В., Усынина С.Г. Моделирование расчетного бенчмарка по облучению топливных элементов ВТГР. // Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. – 2022. – № 1. – С. 68–76. DOI: https://doi.org/10.46960/1816-210X_2022_1_68
3. She D., Wei C., Liu Z., Liu S., Wang K. HTGR Fuel Element Depletion Benchmark: Results for Infinite Fuel Pebble Lattice. / Transactions of the American Nuclear Society, January 2015.
4. Jessee M.A., Wiarda D., Clarno K.T. et al. TRITON, A Multipurpose Transport, Depletion, and Sensitivity and Uncertainty Analysis Module, ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.4, April 2020.
5. Chadwick M.B., Herman M., Obložinský P., Dunn M.E. et al. ENDF/B-VII.1: Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data. // Nuclear Data Sheets. – 2011. – Vol. 112. – Iss. 12. – PP. 2887–2996. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nds.2011.11.002
6. Wieselquist W., Hart S., Isotalo A. et al. ORIGEN: Neutron Activation, Actinide Transmutation, Fission Product Generation, and Radiation Source Term Calculation, SCALE Code System. ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.4, April 2020.

высокотемпературный газовый реактор двойная гетерогенность выгорание стандартное отклонение Монте-Карло микротвэл SCALE 6.2.4.

Ссылка для цитирования статьи: Саляев А.В., Усынина С.Г., Калинина В.П. Оценка влияния расчетных приближений на нейтронно-физические характеристики тепловыделяющей сборки высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2024. – № 1. – С. 159-169. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.1.13 .