Валідація коду Serpent 2 для визначення коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива ВВЕР-1000 у межах підготовки константного забезпечення СВРК АЕС

Q2 Energy

Nuclear and Radiation Safety Pub Date : 2022-06-20 DOI:10.32918/nrs.2022.2(94).06

O. Trofymenko, А. Yakimchuk, I. Cherepanov, I. Romanenko, V. Gulik, M. Holiuk, O. Khotiaintseva, P. Kutsyn, A. Nosovskyi

{"title":"Валідація коду Serpent 2 для визначення коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива ВВЕР-1000 у межах підготовки константного забезпечення СВРК АЕС","authors":"O. Trofymenko, А. Yakimchuk, I. Cherepanov, I. Romanenko, V. Gulik, M. Holiuk, O. Khotiaintseva, P. Kutsyn, A. Nosovskyi","doi":"10.32918/nrs.2022.2(94).06","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"У статті описано валідацію розрахунків коефіцієнта розмноження Монте-Карло кодом Serpent 2. Валідацію проведено порівнянням з іншими нейтронно-фізичними кодами. Опис валідаційної моделі та дані для порівняння взяті з бенчмарку «A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark, NEA/NSC/DOC(2002)10», у якому містяться результати розрахунку нейтронно-фізичних характеристик тепловидільної збірки реактора ВВЕР-1000 такими кодами як-от: MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MCNP4B, MULTICELL. Також виконано порівняння з кодом версією Serpent 1, яка є попередньою версією розглянутого коду Serpent 2. Отримані результати свідчать про коректність розрахунку ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива за допомогою коду Serpent 2 та можливість його застосування на одному рівні з кодами TVS-M та HELIOS, які використовуються для підготовки константного забезпечення систем внутрішньореакторного контролю атомних станцій.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2022-06-20","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"1","resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Nuclear and Radiation Safety","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).06","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"Q2","JCRName":"Energy","Score":null,"Total":0}

引用次数: 1

Abstract

У статті описано валідацію розрахунків коефіцієнта розмноження Монте-Карло кодом Serpent 2. Валідацію проведено порівнянням з іншими нейтронно-фізичними кодами. Опис валідаційної моделі та дані для порівняння взяті з бенчмарку «A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark, NEA/NSC/DOC(2002)10», у якому містяться результати розрахунку нейтронно-фізичних характеристик тепловидільної збірки реактора ВВЕР-1000 такими кодами як-от: MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MCNP4B, MULTICELL. Також виконано порівняння з кодом версією Serpent 1, яка є попередньою версією розглянутого коду Serpent 2. Отримані результати свідчать про коректність розрахунку ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів ядерного палива за допомогою коду Serpent 2 та можливість його застосування на одному рівні з кодами TVS-M та HELIOS, які використовуються для підготовки константного забезпечення систем внутрішньореакторного контролю атомних станцій.

查看原文本刊更多论文

Serpent 2代码验证，用于确定连续SALW供应框架内核燃料中子VVR-1000的倍增系数

本文描述了Serpent2对乘法系数蒙特卡罗计算的验证。这与其他中子物理代码进行了比较。验证模型的描述和从基准“VVER-1000 LEU和MOX组件计算基准，NEA/NSC/DOC（2002）10”中获得的数据，-它包含了用MCU、TVS-M、WIMS8A、HELIOS、MCNP4B、MULTICELL等代码计算VER1000反应堆集热中子物理特性的结果。还与Serpent版本1代码进行了比较，后者是所考虑的Serpent 2代码的前一版本。结果表明，Serpent2核燃料扩散有效系数是正确的，可以与TVS-M和HELIOS在同一水平上应用，-其用于连续提供用于核电站的内部反应堆控制系统。

本文章由计算机程序翻译，如有差异，请以英文原文为准。

求助全文

约1分钟内获得全文求助全文

来源期刊

Nuclear and Radiation Safety Energy-Nuclear Energy and Engineering

CiteScore

0.80

自引率

0.00%

发文量

期刊介绍： General issues of nuclear energy use; nuclear energy (reactor theory and calculations, operation of nuclear power plants, NPP safety analysis (probabilistic safety analysis, deterministic safety analysis), research reactors, nuclear fuel and structural materials, fuel elements; neutron physics; general safety issues; decommissioning of nuclear facilities; long-term operation, spent fuel and radioactive waste management; radiation safety; I&C, physical protection.