РАЗРАБОТКА И ВЕРИФИКАЦИЯ РАСЧЕТНОЙ МОДЕЛИ ИРТ МИФИ

М. В. Шуровская, В. П. Алферов, А. А. Пинегин, В. В. Хромов

Аннотация


Представлены результаты, полученные в процессе создания и верификации комплекса программ для расчета активной зоны. Описана трехмерная (в х, у, z-геометрии) диффузионная многогрупповая модель, реализованная в программе TIGR, и ее библиотека констант, подготовленная по программе CETERA. Приведены результаты исследований по выбору параметров расчета, обеспечивающих выполнение принципа равноточности модели. Исследовано влияние различных конструкционных и технологических неопределенностей информации об активной зоне на разброс расчетных результатов. С учетом разброса установлены требования к расхождению расчета и эксперимента. Приведены результаты сопоставления расчета и эксперимента при моделировании эксплуатации ИРТ МИФИ. Установлены границы возможного расхождения расчетной и экспериментальной реактивности (от — 0,4β до 0,7βэф) при моделировании заявленных режимов эксплуатации. Рис. 1, табл. 2, список лит. 8 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Насонов В.А., Ципулин В.Н., Карпухин А.А., Митрофонов В.Н. Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из ТВС типа ИРТ-2М с ураном 36%-ного обогащения: Препринт ИАЭ-5259/4, 1990.

Дик Г.Р., Ерыкалов А.Н., Петров Ю.В. Точность малогрупповой модели при расчете критической массы ВВР-М. — Атомная энергия, 1993, т. 75, вып. 2, с. 83—87.

Belousov N., Bichkov S., Marchuk Y. e.a. The code GETERA for cell and polycell calculations. Models and capabilities. — In: Proc. 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, March 8—11,1992, Charleston, USA.

Green N., Lucius J., Petrie L. e.a. AMPX: A Modulal Code System for Generating Coupled Multigroup Neutron-Gamma Libraries from ENDF/B. ORNL/TM-3706, March, 1976.

Хромов B.B., Крючков Э.Ф., Тихомиров Г.В. Решение уравнения переноса нейтронов в средах с ячеечными структурами методом объемных и поверхностных балансов. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып. 4, с. 24—28.

Research Reactor Core Conversion from the Use of Highly Enriched Uranium to the Use of Low Enriched Uranium Fuels. Vienna: IAEA-TECDOC-233, 1980.

Lawrence R. Progress in nodal methods for the solution of the neutron diffusion and transport equations. — Progress in Nuclear Energy, 1986, v. 17, № 3, p. 271—301.

Васильев Г.Я., Васильева T.H., Верховых П.М. и др. Распределение топлива по высоте твэла ВВР-М: Препринт ЛИЯФ-114, 1974.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.