Математическое моделирование радиационных процессов в реакторных установках

• Veröffentlicht in: Вопросы атомной науки и техники
• Datum: 2009
• Hauptverfasser: Ганн, В.В., Абдуллаев, А.М., Жуков, А.И., Марехин, С.В., Солдатов, С.А.
• Format: Artikel
• Sprache: Russian
• Veröffentlicht: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2009
• Schlagworte: Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111103
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: Математическое моделирование радиационных процессов в реакторных установках / В.В. Ганн, А.М. Абдуллаев, А.И. Жуков, С.В. Марехин, С.А. Солдатов // Вопросы атомной науки и техники. — 2009. — № 2. — С. 135-143. — рос.

Описан опыт применения комплексов программ ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H (АРА) и MCNP для расчета нейтронно-физических характеристик топливных сборок и моделирования активных зон реакторов типа ВВЭР-1000. Методом Монте-Карло с использованием программы MCNP проведены расчеты распределения нейтронных полей и потвэльного распределения энерговыделения для различных типов ТВС активной зоны. Разработана MCNP-модель активной зоны блока №3 Запорожской АЭС. Рассчитаны программным комплексом АРА и кодом MCNP потвэльные энерговыделения в активной зоне. Сравнение показывает высокую точность расчетов АРА значений энерговыделения твэлов в ТВС активной зоны. Описано досвід вживання комплексів програм ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H (АРА) і MCNP для розрахунку нейтронно-фізичних характеристик паливних складок і моделювання активних зон реакторів типа ВВЕР-1000. Методом Монте-Карло з корістуванням програми MCNP проведено розрахунки розподілу нейтронних полів і потвельного розподілу енерговиділення для різних типів ТВС активної зони. Розроблена MCNP-модель активної зони блоку №3 Запорізькою АЕС. Розраховано програмним комплексом АРА і кодом MCNP потвельні енерговиділення в активній зоні. Порівняння показує високу точність розрахунків АРА значень енерговиділення твел в ТВС активної зони. The paper describes experience of the code system ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H (APA) and the code MCNP usage for fuel assembly neutronic calculations and modeling of VVER-1000 reactor core. Using Monte Car-lo code MCNP, calculations of neutron field and pin-by-pin energy deposition distributions are provided for different type of assemblies in reactor core. An MCNP model for unit №3 Zaporozhye NPP reactor core was designed. Calculations for pin-by-pin energy deposition in the reactor core were performed using the code system APA and the code MCNP. Comparison of these calculations shows rather high precision of APA calculation for energy deposition in the fuel rods and assemblies operated in the reactor core.