Publication: Сравнительный анализ неопределенностей, вносимых ядерными данными, в критичность быстрых реакторов Поколения IV
Аннотация
В работе использованы новые возможности расчётных кодов и результаты публикаций по оценке неопределённостей важнейших нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах на основе библиотек ядерных данных и ковариационных матриц. Представлен сравнительный анализ оценок, связанных с нейтронными реакциями, на моделях реакторов со свинцовым теплоносителем и натриевым теплоносителями. Для моделей перспективных быстрых реакторов типа БР и БН с тремя видами топлива (диоксид урана, МОКС и СНУП) выполнены расчёты неопределённостей коэффициента размножения на основе групповых ковариационных матриц библиотеки ENDF/B-VII.1 в программном коде SCALE 6.2.4. Определены основные источники неопределённостей коэффициента размножения. Сформулированы рекомендации по повышению точности сечений нуклидов для обеспечения более надежного расчёта критичности быстрых реакторов. У реакторов со свинцовым теплоносителем отсутствует столь же значительный опыт эксплуатации установки по сравнению с легководными и натриевыми реакторами. Недостаточность экспериментальных данных ставит под сомнение достоверность результатов расчётного моделирования и требует всестороннего анализа неопределённости исходных данных при моделировании. В работе полученными результатами поддерживается утверждение, что у свинцовых и натриевых реакторов чувствительность к ядерным данным близка при использовании одинаковых расчётных инструментов, библиотек данных и топливных композиций. Это позволяет использовать в обоснование безопасности свинцовых реакторов накопленные бенчмарки по натриевым реакторам.
Описание
Ключевые слова
Цитирование
Черешков Д.Г., Терновых М.Ю., Тихомиров Г.В., Рыжков А.А. Сравнительный анализ неопределенностей, вносимых ядерными данными, в критичность быстрых реакторов Поколения IV. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 1. – С. 162-174. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.14 .