Вышел доклад МАГАТЭ о бенчмарке по гибридной зоне БН-600

МАГАТЭ выпустило доклад с анализом результатов международного расчётного бенчмарка по гибридной зоне быстрого натриевого реактора БН-600.

Документ выпущен под номером IAEA-TECDOC-1623. Условия приобретения твёрдой копии издания приведены на сайте МАГАТЭ. Текущая цена составляет 15 евро. Доступ к бесплатной электронной версии издания можно получить по этой ссылке. Язык публикации - английский.

В ноябре 1999 года под эгидой МАГАТЭ взял старт координированный исследовательский проект по современным кодам и методам, призванный уменьшить расчётные ошибки при вычислениях эффектов реактивности в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем.

На первом заседании участники проекта предложили создать бенчмарк на основании данных по гибридной уран-плутониевой зоне реактора БН-600. Достигнутый на сегодняшний день уровень точности результатов и анализ расхождений стал предметом обсуждения в рецензируемом докладе.

Гибридная зона БН-600, рассматриваемая в бенчмарке, набрана из кассет с высокообогащённым ураном, а также из кассет с MOX-топливом. Расчёты бенчмарка производились в четыре этапа. В период 1999-2001 годов были выполнены стадии 1-3 расчётов, а в 2002-2003 годах - стадия 4.

• Стадия 1 - расчёты гомогенизированной R-Z модели реактора.
• Стадия 2 - расчёты гомогенизированной Hex-Z модели реактора.
• Стадия 3 - расчёты гетерогенной Hex-Z модели реактора и выгорания.
• Стадия 4 - расчёты активной зоны БН-600, полностью загруженной MOX-топливом (по её итогам будет выпущен отдельный доклад).

В 2005 году работы международного коллектива были продолжены по программе стадии 5 бенчмарка, которая предусматривала определение погрешностей расчётов коэффициентов реактивности - в первую очередь, пустотного коэффициента по натрию - с помощью экспериментов на критсборке БФС в ФЭИ (серия БФС-62-3A).

Участие в бенчмарке приняли такие известные коллективы, как национальная лаборатория Айдахо (США), комиссариат по атомной энергии Франции, CIAE (Китай), FZK/IKET (Германия, подключился к расчётам, начиная с четвёртой стадии), IGCAR (Индия), JNC (Япония), KAERI (Южная Корея), ФЭИ и ОКБМ (оба - Россия).

R-Z модель

Для простейшей из рассмотренных вычислительных моделей была подготовлена упрощенная R-Z геометрия гибридной зоны. В ней было учтено наличие урановых кассет трёх обогащений (LEZ, MEZ и HEZ - обогащение 17, 21 и 26%, соответственно), а также MOX-сборок, стержней СУЗ, стальных кассет защиты (SSA) и кассет радиальных экранов (SA).

Для представленной модели были рассчитаны значения K_эфф и основных реактивностных эффектов - Доплера, пустотного и так далее. Причём использовались для этого как диффузионные, и транспортные коды.

Из собранной в докладе информации можно вынести представление об общем уровне умения выполнять расчёты сложных быстрых натриевых систем. Так, французский коллектив сильно завысил значения K_эфф, что впоследствии было объяснено особенностями нейтронных данных в библиотеке JEF-2.2.

Пустотные коэффициенты, полученные российскими диффузионными кодами, оказались самыми большими по абсолютной величине, если не считать результатов из Айдахо (но американцы нарушили исходные условия бенчмарка). А вот при транспортных расчётах российский результат (ФЭИ) оказался самым малым по модулю.

Если на интегральных параметрах коллективы расчётчиков из разных стран совпадают друг с другом с хорошей точностью, то при нахождении распределений у отдельных кодов, а то и групп кодов, появляются значимые отличия. В качестве примера можно взять радиальное распределение скоростей реакции захвата на ²³⁸U, где наблюдается огромный "выбег" у французского коллектива.

Другие анализы

Среди других расчётов, приведенных в докладе, следует отметить выполненные российскими участниками расчёты переходных процессов для моделей из стадий 1 и 2. Рассматривалась авария типа ULOF - авария с возмущением по расходу (unprotected loss of flow).

ОКБМ предприняло попытку проанализировать влияние на результаты числа энергетических групп (от 6 до 230) и принятого разбиения энергетического интервала на группы. В Японии занимались определением коэффициентов чувствительности для сечений из библиотек JEF и JENDL. Много усилий было предпринято также для сравнения точностей расчётов БН-600 и БФС.

В заключении отмечается, что одним из результатов нескольких лет труда коллективов расчётчиков из разных стран стал следующий вывод по применимости различных приближений и геометрий.

Для определения всех коэффициентов реактивности, кроме пустотного и коэффициента по стали, достаточно использовать диффузионную теорию и R-Z геометрию. Для двух названных исключений, а также для расчётов реактивности быстрых натриевых реакторов с гибридными зонами необходимо прибегать к Hex-Z расчётам в транспортном приближении.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 15.02.2010

Темы: Быстрые натриевые реакторы, Публикации МАГАТЭ, Нейтронно-физические расчёты реакторов