glonucsecГлобальная ядерная безопасностьGlobal Nuclear Safety2305-414X2499-9733National Research Nuclear University "MEPhI"10.26583/gns-2025-03-03HJDXDQglonucsec-332Research ArticleПРОЕКТИРОВАНИЕ, ИЗГОТОВЛЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ОБОРУДОВАНИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИDESIGN, MANUFACTURE AND COMMISSIONING COMMISSIONING OF EQUIPMENT NUCLEAR INDUSTRY FACILITIESПрименение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топливаApplication of OpenMC code to VVER-1000 MOX Сore computational benchmarkhttps://orcid.org/0000-0001-9387-170XПлотниковД. А.PlotnikovD. A.

аспирант 

Postgraduate

pda1995@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0002-8641-5885РоманенкоВ. И.RomanenkoV. L.

инженер 

Engineer

romanenkovli@yandex.ruhttps://orcid.org/0000-0002-0507-0839СоловьевД. А.SolovyevD. A.

доцент 

Assistant Professor

vulture@inbox.ruhttps://orcid.org/0000-0002-0334-3741ЗиминВ. Г.ZiminV. G.

доцент 

Assistant Professor

vgzimin@mail.ruhttps://orcid.org/0000-0001-7247-3040МолевИ. А.MolevI. A.

инженер 

Engineer

iamolev@gmail.comhttps://orcid.org/0009-0006-4760-5877КудратовВ. Н.KudratovV. N.

аспирант 

Postgraduate

vkudratov0727@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0003-0320-8950ИвахинС. В.IvaxinS. I.

аспирант 

Postgraduate

sergey.ivakhin@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0002-1862-8838ДжарумБ.DjaroumB.

аспирант 

Postgraduate

bel.djar111215@gmail.comНациональный исследовательский ядерный университет «МИФИ»РоссияNational Research Nuclear University MEPhIRussian Federation2025260920251532635Copyright © Плотников Д.А., Романенко В.И., Соловьев Д.А., Зимин В.Г., Молев И.А., Кудратов В.Н., Ивахин С.В., Джарум Б., 20252025Плотников Д.А., Романенко В.И., Соловьев Д.А., Зимин В.Г., Молев И.А., Кудратов В.Н., Ивахин С.В., Джарум Б.Plotnikov D.A., Romanenko V.L., Solovyev D.A., Zimin V.G., Molev I.A., Kudratov V.N., Ivaxin S.I., Djaroum B.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/332

В данной работе представлены результаты численного моделирования бенчмарка реактора ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива, разработанного Агентством по Ядерной Энергии при Организации Экономического Сотрудничества и Развития (АЯЭ ОЭСР), с помощью программного комплекса OpenMC. OpenMC предназначен для моделирования процессов переноса нейтронов методом Монте-Карло и использует в качестве программного интерфейса язык программирования Python. Нейтронные сечения для различных нуклидов, необходимые для проведения расчетов, были получены с помощью баз оцененных ядерных данных ENDF/B-VII.1 и ENDF/B-VIII.0. Использование двух версий библиотек позволили провести оценку влияния выбора базы ядерных данных на ключевые нейтронно-физические параметры ВВЭР-1000. Рассчитанные значения эффективного коэффициента размножения и скорости реакции деления в тепловыделяющих сборках для различных стационарных состояний реактора ВВЭР-1000 были сопоставлены с результатами, полученными с помощью кодов MCU, RADAR и MCNP (опубликованными АЯЭ ОЭСР и, в частности, сотрудниками Агентства по Атомной Энергии Турции). Дополнительно была проведена кросс-верификация полученных результатов, для чего была построена расчетная модель бенчмарка ВВЭР-1000 с помощью кода Serpent. Полученные результаты демонстрируют хорошую сходимость с результатами других прецизионных кодов и подтверждают корректность построенных в OpenMC и Serpent расчетных моделей. Работа подтверждает возможность использования OpenMC для точного моделирования нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000, что актуально для задач проектирования и анализа безопасности современных ядерных энергетических установок. Методология, реализованная в данной работе, может быть использована для последующего моделирования и анализа новых конфигураций активных зон различных реакторных установок.

This paper presents the results of numerical modeling of the VVER-1000 benchmark with a mixed loading of uranium and MOX fuel, developed by the Nuclear Energy Agency of the Organisation for Economic Co-operation and Development (NEA OECD), using the OpenMC code. OpenMC is a Monte Carlo-based neutron transport simulation code that employs Python as a user interface. The neutron cross sections for various nuclides required for the calculations are obtained from the ENDF/B-VII.1 and ENDF/B-VIII.0 evaluated nuclear data libraries. The use of two different nuclear data versions made it possible to assess the sensitivity of key neutronic parameters of the VVER-1000 reactor to the choice of cross-section libraries. Calculated values of the effective multiplication factor and fission reaction rates in the fuel assemblies for several stationary reactor states are compared with benchmark results obtained using MCU, RADAR, and MCNP codes (published by the NEA OECD and, in particular, by researchers from the Turkish Atomic Energy Authority). Additionally, a cross-verification of the results is carried out using an independent model of the VVER-1000 benchmark developed in the Serpent code. The results demonstrate good agreement with other high-precision codes and confirm the correctness of the OpenMC and Serpent models. The presented methodology is applicable for further modeling and analysis of new core configurations in various reactor systems

OpenMCSerpentВВЭР-1000метод Монте-Карломоделированиеперенос нейтроновOpenMCSerpentVVER-1000Monte Carlo methodmodelingneutron transportReferencesKalugin M.A., Oleinik D.S., Shkarovsky D.A. Overview of the MCU Monte Carlo Software Package. Annals of nuclear energy. 2015;82:54–62. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.032Kalugin M.A., Oleinik D.S., Shkarovsky D.A. Overview of the MCU Monte Carlo Software Package. Annals of nuclear energy. 2015;82:54–62. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.032Briesmeister J.F. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C. Los Alamos National Laboratory, 2000. Technical Report LA-13709-M. Available at: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/TechReport_2000_LANL_LA-13709-M_Briesmeisterothers.pdf (accessed: 03.02.2025).Briesmeister J.F. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C. Los Alamos National Laboratory, 2000. Technical Report LA-13709-M. Available at: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/TechReport_2000_LANL_LA-13709-M_Briesmeisterothers.pdf (accessed: 03.02.2025).Romano P.K., Horelik N.E., Herman B.R., Nelson A.G., Forget B., Smith A.* OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code for research and development. Annals of Nuclear Energy. 2015;82:90–97. https://doi.org/10.1051/SNAMC/201406016Romano P.K., Horelik N.E., Herman B.R., Nelson A.G., Forget B., Smith A.* OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code for research and development. Annals of Nuclear Energy. 2015;82:90–97. https://doi.org/10.1051/SNAMC/201406016Gomin E., Kalugin M., Oleynik D. VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark: Specification and Re-sults, NEA/NSC/DOC(2005)17. OECD, 2006. https://doi.org/10.1787/oecd_papers v6 art12 enGomin E., Kalugin M., Oleynik D. VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark: Specification and Re-sults, NEA/NSC/DOC(2005)17. OECD, 2006. https://doi.org/10.1787/oecd_papers v6 art12 enLeppänen J. Serpent – A Continuous energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Tech-nical Research Centre of Finland, 2015. Available at: https://serpent.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (accessed: 07.02.2025).Leppänen J. Serpent – A Continuous energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Tech-nical Research Centre of Finland, 2015. Available at: https://serpent.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (accessed: 07.02.2025).Танаш Х.А., Соловьëв Д.А., Щукин Н.В., Зимин В.Г., Лобарев А.Л., Плотников Д.А. Выбор алгоритма выго-рания в OpenMC на примере расчетного бенчмарка сборки LEU и MOX-топлива ВВЭР-1000. Глобальная ядерная безопасность.2023;1(46):79–91. https://doi.org/10.26583/gns-2023-01-07Танаш Х.А., Соловьëв Д.А., Щукин Н.В., Зимин В.Г., Лобарев А.Л., Плотников Д.А. Выбор алгоритма выго-рания в OpenMC на примере расчетного бенчмарка сборки LEU и MOX-топлива ВВЭР-1000. Глобальная ядерная безопасность.2023;1(46):79–91. https://doi.org/10.26583/gns-2023-01-07Şentürk Lüle S., Özdemir L., Erdoğan A. Application of CNUREAS and MCNP5 codes to VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark. Progress in Nuclear Energy. 2015;85:454–461. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.07.007Şentürk Lüle S., Özdemir L., Erdoğan A. Application of CNUREAS and MCNP5 codes to VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark. Progress in Nuclear Energy. 2015;85:454–461. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.07.007

The authors declare that there are no conflicts of interest present.