Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Кросс-верификация кода OpenMC на основе тестовых задач для загрузок активной зоны с высоко- и низкообогащенным топливом ТВС типа ИРТ-ЗМ

17.09.2026 2026 - №03 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

Ш.Б. Умаров Г.В. Тихомиров

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.14

УДК: 621.039.52

Проведена кросс-верификация кода OpenMC с целью оценки его применимости для расчетного сопровождения исследовательского реактора (ИР) ВВР-СМ в условиях конверсии на высокоплотное уран-молибденовое топливо. Ввиду отсутствия экспериментальных данных для перспективных типов топлива верификация выполнена на основе специально сформированных тестовых задач, описывающих упрощенные, но репрезентативные конфигурации активной зоны с ТВС типа ИРТ-ЗМ, применяемых в ИР ВВР-СМ. Расчеты OpenMC с использованием библиотек ENDF/B-VIII.0 и ENDF/B-VII.1 сопоставлялись с результатами MCNP/ENDF/B-VII, заранее принятыми в качестве эталонных. В работе представлены результаты сравнения по эффективному коэффициенту размножения, интегральным скоростям ядерных реакций и параметрам выгорания топлива, а также приведены объяснения основных причин расхождений результатов. На основании проведенной кросс-верификации обоснована возможность использования кода OpenMC для расчетной поддержки исследовательского реактора ВВР-СМ при его конверсии на высокоплотное топливо.

Ссылки

  1. Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) Program. U.S. Department of Energy, National Nuclear Security Administration, Argonne National Laboratory, USA. URL: https://rertr.nse.anl.gov/ (дата обращения 20.10.2025).
  2. Newton T.H. Jr., Wilson E.H., Bergeron A., Horelik N., Stevens J.G. Neutronic analyses for HEU to LEU fuel conversion of the Massachusetts Institute of Technology MITR reactor. Argonne National Laboratory, MIT Nuclear Reactor Laboratory Publ., 2010, 33 p.
  3. Jamison L., Kim Y., Hofman G., Shehee T., Karay N. Research and Test Reactor Fuels. U.S. Department of Energy, National Nuclear Security Administration, Office of Conversion, Material Management and Minimization Program Publ., 2022, 92 p.
  4. Fernandes A.C., Santos J.P., Marques J.G., Kling A., Ramos A.R., Barradas N.P. Validation of the Monte Carlo model supporting core conversion of the Portuguese Research Reactor for neutron fluence rate determinations. Annals of Nuclear Energy. 2010;37(9):1139–1145. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2010.05.004
  5. Holmström S., Baumeister B., Wight J. Qualification of advanced LEU fuels for high-power research reactor conversion designs. EPJ Nuclear Sciences & Technologies. 2025;11:18. DOI: https://doi.org/10.1051/epjn/2025012
  6. Kim Y.S., Hofman G.L. Improved performance of U–Mo dispersion fuel by Si addition in Al matrix. Argonne National Laboratory Publ., 2011, 104 p.
  7. Cherepnin Yu.S., Pulinets A.A., Kravtsova O.A., Simonidi A.R., Chizhova E.S., Larionov I.A., Logvenchev S.I. Development of FA with High-Density Fuel for Foreign Research Nuclear Reactors of Russian Design. Atomic Energy. 2021;129:234–236. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-021-00740-9
  8. Daydas S., Tiftikci A. Neutronic examination of the U–Mo accident tolerant fuel for VVER-1200 reactors. Nuclear Engineering and Technology. 2024;56(7):2625–2632. DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2024.02.021
  9. Savva P., Varvayanni M., Fernandes A.C., Marques J.G., Catsaros N. Comparing neutronics codes performance in analyzing a fresh-fuelled research reactor core. Annals of Nuclear Energy. 2014;63:731–741. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2013.08.036
  10. Ивахин С.В., Радаев А.И., Тихомиров Г.В., Щуровская М.В. Расчетное моделирование выгорания топлива исследовательского реактора ИРТ при анализе конверсии на низкообогащенное урановое топливо. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2012;3:49–59. URL: https://nuclear-power-engineering.ru/article/2012/03/11/ (дата обращения 26.08.2026).
  11. Research Reactor Benchmarking Database: Facility Specification and Experimental Data. IAEA Technical Reports Series No. 480. Vienna, International Atomic Energy Agency Publ., 2022, 489 p., ISBN 978-92-0-134822-4.
  12. Research reactor core conversion from the use of highly enriched uranium to the use of low enriched uranium fuels. Vienna, International Atomic Energy Agency Publ., 1980, 710 p.
  13. Alferov V.P., Radaev A.I., Shchurovskaya M.V., Tikhomirov G.V., Hanan N.A., van Heerden F.A. Comparative validation of Monte Carlo codes for the conversion of a research reactor. Annals of Nuclear Energy. 2015;77:273–280. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.11.032
  14. Зизин М.Н. Тестовые нейтронно-физические расчеты ядерных реакторов. Москва: Атомиздат, 1980, 88 с.
  15. Ивахин С.В., Радаев А.И., Тихомиров Г.В., Щуровская М.В. Тестовые задачи для реактора типа ИРТ с низкообогащенным уран-молибденовым топливом. Препринт. Москва: Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2013, 91 с.
  16. Ивахин С.В., Тихомиров Г.В., Щуровская М.В., Радаев А.И. Разработка тестовых задач активной зоны исследовательского реактора ИРТ для нейтронно-физических расчетов. Сборник научных трудов НИЯУ МИФИ. Москва, 2012, С. 102–108.
  17. OpenMC User’s Guide. URL: https://docs.openmc.org/en/stable/usersguide/index.html/ (дата обращения 10.10.2025).
  18. Guo H., Huo X., Feng K., Gu H. Verification of OpenMC for fast reactor physics analysis with China experimental fast reactor start-up tests. Nuclear Engineering and Technology. 2022;54(10):3897–3908. DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2022.05.021
  19. Плотников Д.А., Романенко В.И., Соловьев Д.А., Зимин В.Г., Молев И.А., Кудратов В.Н., Ивахин С.В., Джарум Б. Применение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива. Глобальная ядерная безопасность. 2025;15(3):26–35. DOI: https://doi.org/10.26583/gns-2025-03-03
  20. Albugami A.O., Alomari A.S., Almarshad A.I. Modeling and simulation of VERA core physics benchmark using OpenMC code. Nuclear Engineering and Technology. 2023;55(12):3388–3400. DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2023.05.036

ИРТ-3М OpenMC кросс-верификация коэффициент размножения нейтронов выгорание топлива исследовательский реактор ВВР-СМ

Ссылка для цитирования статьи: Умаров Ш.Б., Тихомиров Г.В. Кросс-верификация кода OpenMC на основе тестовых задач для загрузок активной зоны с высоко- и низкообогащенным топливом ТВС типа ИРТ-ЗМ. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 3. – С. 196-206. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.14 .

Открыть PDF файл