Результати валідації розрахункових кодів SCALE і MCNP на даних критичних бенчмарк-експериментів на установці SF-9

В. I. Борисенко^1,2, В. В. Горанчук¹, Ю. Ф. Піонтковський^2,1. О. Тітімець²

¹Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, м. Київ, 03028, Україна
²Киівський національний університет імені Тараса Шевченка, просп. акад. Глушкова, 4, м. Київ, 03022, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.19.1.2

Анотація

Представлено результати розрахунків у кодах SCALE і MCNP критичних бенчмарк-експериментів на установці SF-9. Установка SF-9 побудована для проведення досліджень з досягнення критичності залежно від кількості твелів (типу ВВЕР-1000) і рівня теплоносія (вода) у баці установки. Проведення таких досліджень є обов’язковим при обґрунтуванні можливості застосування розрахункових кодів, що вибираються для аналізу ядерної безпеки технологічних операцій із переміщення, перевезення та зберігання як свіжого ядерного палива (вузол зберігання ядерного палива на енергоблоці), а також і відпрацьованого ядерного палива (контейнери перевантаження, сховища відпрацьованого ядерного палива) реакторів різних типів. Наприклад, при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива необхідно підтвердити, що максимальне значення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів k_еф нижче встановленої нормативної межі 0,95 для умов нормальної експлуатації, за порушень нормальної експлуатації та в випадку проектних аварій.

Наведено результати розрахунків k_еф для 12 критичних експериментів на установці SF-9, що дає змогу зробити висновки стосовно похибки визначення k_еф у кодах SCAFE і MCNP, а також обґрунтовано за результатами валідації обрати розрахунковий код для проведення аналізу з ядерної безпеки систем зберігання ядерного палива, у тому числі й відпрацьованого ядерного палива.

Ключові слова: ядерна безпека, критичний експеримент, твел, відпрацьоване ядерне паливо, ефективний коефіцієнт розмноження.

Список використаної літератури

1. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах ядерной энергетики, ПНАЭ Г-14-029-91. – Госпроматомнадзор СССР, 1991.

2. НП 306.2006.124-2006 (ПБПРМ-2006) Правила ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів / ГИЯРУ – 2006.

3. НП 306.2.105-2004. Основные положения обеспечения безопасности промежуточных хранилищ сухого типа / ГИЯРУ – 2004.

4. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, Manual / edited by J. F. Briesmeister. -LA-13709-M. – 2000. – 790 p.

5. SCALE-4.4a: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, NUREG-CR-0200, Rev. 6 / Oak Ridge National Laboratory. – 1998.

6. Солдатов С. A. Определение систематической ошибки и дисперсии расчетной последовательности CSAS26 пакета программ SCALE-5 / С. А. Солдатов, С. В. Черницкий, С. Н. Леонов // Ядерна та радіаційна безпека. – 2011. – № 3 (51). – С. 47-52.

7. Борисенко В. И. Выбор консервативных допущений при обосновании ядерной безопасности систем хранения отработанного ядерного топлива / В. И. Борисенко, В. В. Горанчук, Ю. Ф. Пионтковский, H. Н. Сапон // Ядерна та радіаційна безпека. – 2017. -№ 2 (74). – С. 48-53.

8. Борисенко В. І. Визначення консервативних припущень при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання ВТВЗ ВВЕР-440 / В. І. Борисенко, В. В. Горанчук, Ю. Ф. Піонтковський // Ядерна енергетика та довкілля. – 2017. – № 1 (9). – С. 13-17.

Повна стаття (PDF)