Применение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива

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.

1. Kalugin 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.2014.08.032

2. 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).

3. 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/201406016

4. Gomin 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 en

5. 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).

6. 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-2023-01-07

7. Şentürk 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