glonucsecГлобальная ядерная безопасностьGlobal Nuclear Safety2305-414X2499-9733National Research Nuclear University "MEPhI"10.26583/gns-2021-03-06glonucsec-90Research ArticleЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИOPERATION OF FACILITIES NUCLEAR INDUSTRYПРОВЕРКА ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ КОДА МОНТЕ-КАРЛО OPENMC С ПОМОЩЬЮ КОДА UNK ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ ТВС ВВЭР-1200Validation of the Physical Parameters of Monte Carlo Code Openmc by Unk Code for Different VVER 1200 Fuel Assemblieshttps://orcid.org/0000-0002-7831-8516ТанашХ. А.TanashH. A.tanash_hamza@yahoo.comhttps://orcid.org/0000-0002-0507-0839СоловьёвД. А.SolovyevD. A.vulture@inbox.ruhttps://orcid.org/0000-0002-0334-3741ЗиминВ. Г.ZiminV. G.vgzimin@mail.ruhttps://orcid.org/0000-0002-5495-3662СеменовА. А.SemenovA. A.dozaand@mail.ruhttps://orcid.org/0000-0002-4228-7228ЩукинН. В.SchukinN. V.pikenv@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0002-1862-8838ДжарумБ.DjaroumB. ..bel.djar111215@gmail.comАль-ШамайлехА. И.Al-ShamaylehA. I.noemail@neicon.ruНациональный Исследовательский Ядерный Университет «МИФИ»РоссияNational Research Nuclear University «MEPhI»Russian Federation202116092021036267Copyright © Танаш Х.А., Соловьёв Д.А., Зимин В.Г., Семенов А.А., Щукин Н.В., Джарум Б..., Аль-Шамайлех А.И., 20222022Танаш Х.А., Соловьёв Д.А., Зимин В.Г., Семенов А.А., Щукин Н.В., Джарум Б., Аль-Шамайлех А.И.Tanash H.A., Solovyev D.A., Zimin V.G., Semenov A.A., Schukin N.V., Djaroum B..., Al-Shamayleh A.I.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/90

Новый код Монте-Карло под названием OpenMC был разработан Массачусетским технологическим институтом. В данной работе рассматривается проверка детерминированного транспортного кода решетки реактора OpenMC для различных типов тепловыделяющих сборок ВВЭР 1200. Трехмерная полная модель с обогащением по 3 урана 4,95%, 4,0% и 1,3% построена с использованием кода Монте-Карло для переноса частиц OpenMC. Значения эффективного коэффициента умножения () для свежего топлива с двумя конфигурациями топлива и конца жизненного цикла (EOL) выполнены для трех типов ТВС с разным обогащением и выполнены для каждого из девяти случаев; результаты показывают согласование с двумя другими кодами (Serpent и UNK). Значения интегральных параметров, рассчитанные OpenMC, сравнивались с кодом UNK, результат коэффициента диффузии показывает большое относительное отличие от UNK, поскольку метод кумулятивной миграции не реализован в коде OpenMC.

код Монте-Карло для переноса частиц OpenMCВВЭР-1200эффективный коэффициент умноженияинтегральные параметрыReferencesV. G. Asmolov, I. N. Gusev, V. R. Kazanskiy, V. P. Povarov, and D. B. Statsura, "New generation first-of-the kind unit - VVER-1200 design features," Nucl. Energy Technol., vol. 3, no. 4,pp. 260-269, Dec. 2017.V. G. Asmolov, I. N. Gusev, V. R. Kazanskiy, V. P. Povarov, and D. B. Statsura, "New generation first-of-the kind unit - VVER-1200 design features," Nucl. Energy Technol., vol. 3, no. 4,pp. 260-269, Dec. 2017.S. B. Ryzhov et al., "VVER-Type Reactors of Russian Design," in Handbook of Nuclear Engineering, Springer US, 2010, pp. 2249-2320.S. B. Ryzhov et al., "VVER-Type Reactors of Russian Design," in Handbook of Nuclear Engineering, Springer US, 2010, pp. 2249-2320.S. Dawahra, K. Khattab, and G. Saba, “Study the effects of different reflector types on the neutronic parameters of the 10 MW MTR reactor using the MCNP4C code," Ann. Nucl. Energy, vol. 85, pp. 1115-1118, Apr. 2015.S. Dawahra, K. Khattab, and G. Saba, “Study the effects of different reflector types on the neutronic parameters of the 10 MW MTR reactor using the MCNP4C code," Ann. Nucl. Energy, vol. 85, pp. 1115-1118, Apr. 2015.P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, and K. Smith, "OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development," Ann. Nucl. Energy, vol. 82, pp. 90-97, 2015.P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, and K. Smith, "OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development," Ann. Nucl. Energy, vol. 82, pp. 90-97, 2015.E. Breismeister, J.F., "MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code," Los Alamos, 1997.E. Breismeister, J.F., "MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code," Los Alamos, 1997.J.Leppänen., Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2015.J.Leppänen., Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2015.В. Ф. Цибульский, В.Ф. Давиденко, "UNK программа детального расчета спектра в элементарной ячейке реактора," Нейтроника-97, 2008.В. Ф. Цибульский, В.Ф. Давиденко, "UNK программа детального расчета спектра в элементарной ячейке реактора," Нейтроника-97, 2008.J. O. Zhaoyuan Liu a, Kord Smith a, Benoit Forget a, "Cumulative migration method for computing rigorous diffusion coefficients and transport cross sections from Monte Carlo," Ann. Nucl. Energy, vol. 112, pp. 507-516, 2018.J. O. Zhaoyuan Liu a, Kord Smith a, Benoit Forget a, "Cumulative migration method for computing rigorous diffusion coefficients and transport cross sections from Monte Carlo," Ann. Nucl. Energy, vol. 112, pp. 507-516, 2018.C. K. S. and M. S. M,"Burnup dependent Monte Carlo neutron physics calculations of IAEA MTR benchmark," Prog.Nucl.Energy, vol. 81, pp. 43-52, 2015.C. K. S. and M. S. M,"Burnup dependent Monte Carlo neutron physics calculations of IAEA MTR benchmark," Prog.Nucl.Energy, vol. 81, pp. 43-52, 2015.

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