кафедра «Ядерные реакторы и установки»
Department of nuclear reactors and installations
кафедра «Ядерные реакторы и установки»
Department of nuclear reactors and installations
старший преподаватель кафедры «Ядерные реакторы и установки»
Senior Lecturer, Department of nuclear reactors and installations
кандидат технических наук, доцент кафедры «Ядерные реакторы и установки»
Cand. Sci. (Eng.), Associate Professor Department of nuclear reactors and installations
Представлены результаты расчетного моделирования выгорающих поглотителей в составе ТВС с использованием инженерных программ САПФИР_95 и САПФИР_РФ. Разработаны две модели ТВС с урановым и уран-плутониевым топливом с применением уран-гадолиниевого выгорающего поглотителя, реализованного в виде твэга. Проведен анализ сеточной сходимости метода расчета коэффициента размножения нейтронов от глубины выгорания топлива. Выработаны рекомендации по количеству расчетных слоев в твэгах для недозамедленных систем (4÷8 слоев) и систем с жестким спектром (2÷4 слоя). Для оценки отклонения расчетов использовался бенчмарк VVER-1000 LEU and MOX. Расчеты, проведенные в программах САПФИР_95 и САПФИР_РФ, имеют результаты близкие, по отношению к данным, полученным в программах MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MULTICELL. Максимальное значение относительного отклонения, отнесенного к среднему значению бенчмарка, при расчетах с использованием программы САПФИР_95 составило: для ТВС с урановым топливом 0,78 %, для ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом 0,9 %. Для программы САПФИР_РФ значения отклонений равны 1,04 % и 1,41 % соответственно. Показано, что для недозамедленных систем с более жестким энергетическим спектром нейтронов, отсутствует явное снижение коэффициента размножения за счет применения СВП. Сделан вывод о возможном сокращении использования твэгов в сборках со смешанным уран-плутониевым топливом или отказе от них. В результате моделирования были получены зависимости распределения плотности потока нейтронов быстрой и тепловой групп в зависимости от глубины выгорания кассет. Результаты, полученные при расчете в САПФИР_95 и САПФИР_РФ, качественно не отличаются.
The results of computational modeling of burnable absorbers in fuel assemblies using the SAPHIR_95 and SAPHIR_RF engineering programs are presented. Two models of fuel assemblies with uranium and uranium-plutonium fuel have been developed using a uranium-gadolinium burnable absorber implemented in the form of a fuel element. The analysis of the grid convergence of a method for calculating the neutron multiplication coefficient from the depth of fuel burnup is carried out. Recommendations have been developed on the number of calculated layers in fuel rods for non-slow systems (4-8 layers) and systems with a rigid spectrum (2-4 layers). The VVER-1000 LEU and MOX benchmark was used to estimate the calculation error. The calculations performed in the SAPHIR_95 and SAPHIR_RF programs have results similar to those obtained in the MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, and MULTICELL programs. The maximum value of the relative deviation of the benchmark value referred to the average value in calculations using the SAPFIR_95 program was: for fuel assemblies with uranium fuel 0.78%, for fuel assemblies with mixed uranium-plutonium fuel 0.9%. For the SAPFIR_RF program, the errors were 1.04% and 1.41%, respectively. It is shown that for systems with a rigid neutron spectrum, unlike non-slow systems, there is no obvious decrease in the multiplication coefficient due to the use of self-shielded burnable absorber. It is concluded that there may be a reduction in the use of fuel rods in assemblies with mixed uranium-plutonium fuel or their abandonment. As a result of the simulation, the distribution dependences of the neutron flux density of the fast and thermal groups were obtained depending on the depth of the burnout of the cassettes. The results obtained during the calculation in SAPHIR_95 and SAPHIR_RF are not qualitatively different.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.