Глобальная ядерная безопасность
Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ"
онлайн версия: ISSN 2499-9733
печатная версия: ISSN 2305-414Х
2021, 3 (40)
Эксплуатация объектов атомной отрасли
| Наименование публикации | ПРОВЕРКА ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ КОДА МОНТЕ-КАРЛО OPENMC С ПОМОЩЬЮ КОДА UNK ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ ТВС ВВЭР-1200 |
|---|---|
| Авторы | Х.А. Танаш, Д.А. Соловьёв, В.Г. Зимин, А.А. Семенов, Н.В. Щукин, A.З. Альхмуд, Б. Джарум, А. И. Аль-Шамайлех |
| Адреса авторов | Национальный Исследовательский Ядерный Университет «МИФИ», Москва, Россия 1ORCID iD: 0000-0002-7831-8516 e-mail: tanash_hamza@yahoo.com 2ORCID iD: 0000-0002-0507-0839 e-mail: vulture@inbox.ru 3ORCID iD: 0000-0002-0334-3741 e-mail: vgzimin@mail.ru 4ORCID iD: 0000-0002-5495-3662 e-mail: dozaand@mail.ru 5ORCID iD: 0000-0002-4228-7228 e-mail: pikenv@gmail.com 6ORCID iD: 0000-0002-1862-8838 e-mail: bel.djar111215@gmail.com 7ORCID iD: 0000-0002-7831-8516 e-mail: tanash_hamza@yahoo.com |
| Аннотация | Новый код Монте-Карло под названием OpenMC был разработан Массачусетским технологическим институтом. В данной работе рассматривается проверка детерминированного транспортного кода решетки реактора OpenMC для различных типов тепловыделяющих сборок ВВЭР 1200. Трехмерная полная модель с обогащением по 3 урана 4,95%, 4,0% и 1,3% построена с использованием кода Монте-Карло для переноса частиц OpenMC. Значения эффективного коэффициента умножения () для свежего топлива с двумя конфигурациями топлива и конца жизненного цикла (EOL) выполнены для трех типов ТВС с разным обогащением и выполнены для каждого из девяти случаев; результаты показывают согласование с двумя другими кодами (Serpent и UNK). Значения интегральных параметров, рассчитанные OpenMC, сравнивались с кодом UNK, результат коэффициента диффузии показывает большое относительное отличие от UNK, поскольку метод кумулятивной миграции не реализован в коде OpenMC. |
| Ключевые слова | код Монте-Карло для переноса частиц OpenMC, ВВЭР-1200, эффективный коэффициент умножения, интегральные параметры |
| Язык | Английский |
| Список литературы |
[1] V. G. Asmolov, I. N. Gusev, V. R. Kazanskiy, V. P. Povarov, and D. B. Statsura, "New generation first-of-the kind unit – VVER-1200 design features," Nucl. Energy Technol., vol. 3, no. 4, [2] S. B. Ryzhov et al., "VVER-Type Reactors of Russian Design," in Handbook of Nuclear Engineering, Springer US, 2010, pp. 2249–2320. [3] S. Dawahra, K. Khattab, and G. Saba, “Study the effects of different reflector types on the neutronic parameters of the 10 MW MTR reactor using the MCNP4C code," Ann. Nucl. Energy, vol. 85, pp. 1115–1118, Apr. 2015. [4] P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, and K. Smith, "OpenMC: [5] E. Breismeister, J.F., "MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code," Los Alamos, 1997. [6] J.Leppänen., Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2015. [7] В. Ф. Цибульский, В.Ф. Давиденко, "UNK программа детального расчета спектра в элементарной ячейке реактора," Нейтроника-97, 2008. [8] J. O. Zhaoyuan Liu a, Kord Smith a, Benoit Forget a, "Cumulative migration method for computing rigorous diffusion coefficients and transport cross sections from Monte Carlo," Ann. Nucl. Energy, vol. 112, pp. 507–516, 2018. [9] C. K. S. and M. S. M,"Burnup dependent Monte Carlo neutron physics calculations of IAEA MTR benchmark," Prog.Nucl.Energy, vol. 81, pp. 43–52, 2015. |
| Страницы | 62 - 67 |
| URL cтраницы | Адрес статьи |
| Открыть публикацию |