Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Обзор литературы 9
ГЛАВА 2. Обоснование выбора параметров специализированных прецизионных моделей 42
2.1. Постановка задачи 42
2.2. Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения энерговыделения 45
2.2.1. Оптимальный размер расчетной ячейки с максимальным энерговыделением 46
2.3. Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения выгорания 54
2.4. Выбор шага по времени при расчёте выгорания 65
2.5. Методика задания изотопного состава выгоревшего топлива для прецизионной модели на основе данных о выгорании урана-235 72
2.6. Оценка вклада плутония в энерговыделение и удельный расход урана-235 для ВОУ и НОУ топлива 86
2.7. Модель выгорания поглощающего стержня 88
2.8. Выводы к главе 2 106
ГЛАВА 3 Верификация программ нейтронно-физического расчета. Тестовые задачи 108
3.1. Модели и программы ПО
3.2. Описание тестовой задачи 112
3.3. Результаты расчета 114
3.3.1. Расчет стационарных нейтронно-физических характеристик 114
3.3.2. Расчет процесса выгорания 118
3.4. Основные результаты расчета тестовых задач 125
3.5. Выводы к главе 3 126
ГЛАВА 4. Разработка специализированных прецизионных моделей исследовательских реакторов для обоснования конверсии на использование НОУ топлива и обоснования безопасности 127
4.1. Расчеты реактора ИРТ МИФИ 128
4.1.1 Обоснование перевода реактора ИРТ МИФИ на уран-молибденовое НОУ топливо. Расчет референтных загрузок 129
4.1.2 Верификация MCU-PTR для расчета ИРТ МИФИ с ВОУ топливом 135
4.2. Обоснование перевода реактора ВВР-К на НОУ топливо 145
4.3. Обоснование перевода реактора МАРИЯ на НОУ топливо 154
4.4. Выводы к главе 4 162
Заключение 163
Список литературы
- Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения энерговыделения
- Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения выгорания
- Расчет стационарных нейтронно-физических характеристик
- Обоснование перевода реактора ИРТ МИФИ на уран-молибденовое НОУ топливо. Расчет референтных загрузок
Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения энерговыделения
Критический стенд РФ-ГС (растворный физический - гетерогенный стержневой) предназначался для исследования критических параметров различного технологического оборудования, используемого для работы с ядерными материалами (оборудование различной геометрии, содержащее растворы уранил-нитрата, порошки диоксида урана, брикеты, топливные элементы в водород о содержащем замедлителе и т.п.), и экспериментальной проверки методик расчета параметров ядерной безопасности. С 2003 г. КС РФ-ГС находится в состоянии вывода из эксплуатации; особое внимание в этом процессе уделяется способам обращения с раствором уранил-нитрата.
Исследовательская ядерная установка СО-2М с подкритическим стендом представляла собой технологический комплекс для нейтронно-активационных аналитических работ в горнодобывающей и перерабатывающей промышленности и служила также для обогащения полезных компонентов различных материалов (как твердых, так и жидких) или рудных масс. С помощью установки как аналитического инструмента в ВНИИХТ решался ряд технологических задач: получение рения (анализ рения), скандия (анализ скандия), циркония (анализ гафния), разработка технологии получения золота и т.п. Остановленная в 2001 г. по причине выработки топливного ресурса, ресурса внешних нейтронных источников и аппаратуры СУЗ, СО-2М с 2004 г. выводится из эксплуатации.
В процессе вывода из эксплуатации ИЯУ накоплен значительный опыт обращения с различными облученными материалами и перевода объектов использования атомной энергии в радиационно безопасное состояние. Этот опыт может быть полезен при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов не только в России, но и за рубежом. Высокой эффективностью российские исследовательские реакторы в значительной степени обязаны оригинальным тепловыделяющим элементам (твэлам) и тепловыделяющим сборкам (ТВС).
Отечественная экструзионная технология изготовления трубчатых твэлов, развивающаяся уже много лет и достигшая значительных успехов, позволяет обеспечить большое разнообразие форм твэлов, адаптированных к разным реакторам и экспериментальным устройствам. Твэлы трубчатого типа сделали возможным создание ТВС, не имеющих других конструкционных материалов в активной зоне, кроме оболочек твэлов, что обеспечило рекордную величину поверхности теплоотдачи на единицу объема активной зоны. Благодаря этому существенно выросла мощность на единицу объема активной зоны, а следовательно, и плотности потоков нейтронов в экспериментальных устройствах.
Одной из актуальных научно-технических проблем применительно к ИР в настоящее время является задача конверсии с высокообогащенного урана (ВОУ)1 на низкообогащенный уран (НОУ).
Министерство энергетики США (DOE) учредило программу снижения обогащения исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) в 1978 году. Министерство атомной энергетики СССР также инициировало программу по переводу ИР советской конструкции за рубежом с топлива обогащением 80-90% на топливо с обогащением 36% также примерно в 1978 году.
К настоящему времени в США конвертировано 18 ИР, из них: 17 ИР в университетах, 1 ИР Министерства энергетики. Два ИР выведены из эксплуатации до конверсии. Шесть ИР планируется конвертировать по окончании разработки высокоплотного НОУ топлива. Два ИР не имеют подходящего имеющегося или разрабатываемого НОУ топлива и их не
Высокобогащенным ураном считается уран в котором концентрация изотопа 235U превышает 20%. планируется конвертировать [5]. Среди ИР американской конструкции за пределами США конвертировано 34 реактора.
В 1993 между Россией и Соединенными Штатами началось сотрудничество по разработке низкообогащенного топлива для ИР, поставленных Россией (СССР) за рубеж. Это сотрудничество, осуществляемое в рамках программы «Перевод исследовательских и испытательных реакторов на топливо с пониженным обогащением», продолжается в настоящее время. В 1994 г. Минатомом РФ была введена в действие отраслевая программа «Создание твэлов и ТВС с топливом 20%-го обогащения по урану-235 для активных зон исследовательских реакторов» [6]. Основной целью программы является разработка и организация производства ТВС для реакторов в третьих странах, построенных по советским проектам. Программа состоит из трех основных этапов: 1. Разработка и создание твэлов и ТВС с топливом на основе UO2-AI. 2. Разработка и создание твэлов и ТВС с высокоплотным топливом на основе уран-молибденовых сплавов. 3. Разработка твэлов и ТВС нового поколения для исследовательских реакторов.
В данной программе участвуют ОАО ТВЭЛ, НИКИЭТ, ВНПИНМ, ОАО НЗХК, НИИАР, ГНЦ РФ-ФЭИ, ИРМ, НИЦ КИ, ПИЯФ. В результате проведения лабораторных, конструкторских и технологических разработок, реакторных и послереакторных исследований работы по первому этапу завершены. Для ИР Венгрии, Украины, Вьетнама, Чехии, Узбекистана, Ливии, Болгарии, Северной Кореи на Новосибирском заводе химконцентратов организовано производство ТВС типа ВВР-М2 и ТВС типа ИРТ-4М с топливом, обогащение которого по урану-235 ниже 20 %.
Реализация этого этапа заложила основы для успешной реализации межправительственного российско-американского соглашения «О сотрудничестве по ввозу в Российскую Федерацию ядерного топлива исследовательских реакторов, произведенного в Российской Федерации» (программа RRRFR). С заключением этого соглашения в мае 2004 г. программа конверсии исследовательских реакторов и возвращения свежего и отработанного высокообогащенного уранового топлива из третьих стран получила дополнительный импульс. В программе участвуют 14 стран: Белоруссия, Болгария, Венгрия, Вьетнам, Казахстан, Латвия, Ливия, Польша, Румыния, Сербия, Узбекистан, Украина, Чешская Республика.
Начиная с 2004 проводится конверсия ИР российской конструкции за рубежом на НОУ топливо обогащением 20%. Конвертированы следующие реакторы: ВВР-СМ (Узбекистан), LVR-15 (Чехия), ВВР-СМ (Венгрия), Dalat Research Reactor (Вьетнам), ВВР-М (Украина).
В России до недавнего времени задача конверсии собственных реакторов с целью минимизации использования ВОУ не ставилась. Среди российских специалистов эта тема стала обсуждаться после заключения Исполнительного соглашения между Госкорпорацией «Росатом» и Министерством энергетики США о сотрудничестве в проведении исследований возможности конверсии российских исследовательских реакторов на использование низкообогащенного уранового топлива от 7 декабря 2010 года. Начиная с 2011 года, исследования возможности конверсии проводятся для шести российских ИР: ИР-8, Аргус, ОР (РНЦ КИ), МИР (НИИАР), ИРТ МИФИ, ИРТ-Т (ТПУ).
Выбор оптимального пространственного разбиения при расчете распределения выгорания
Для реализации поставленных целей необходимо было разработать модель с минимальной степенью детализации, обеспечивающей минимальные методические погрешности. Степень детализации выбиралась путем сравнения расчетов с менее детальной моделью с расчетами с более детальной моделью (по одной и той же программе). Расхождение между этими расчетами должно быть меньше методических погрешностей, связанных с ядерными данными.
После выбора параметров проведено сравнение с результатами расчетов по другим прецизионным программам и результатами экспериментов при их наличии.
В итоге было сформулировано, что для разработки эффективной модели ИР для расчета по программе, реализующей метод Монте-Карло, необходимы четыре составляющие: . Выбор оптимальных параметров пространственного и временного разбиения расчетной модели реактора, а именно: числа расчетных зон по высоте ТВС, в которых задан разный материальный состав (равно числу расчетных зон по высоте ТВС, заданных как отдельно выгорающие при расчете процесса выгорания топлива); числа зон по высоте ТВС, в которых рассчитывается энерговыделение для определения параметров «горячей» точки; размера расчетной области (разбиение твэла) в горизонтальной плоскости для определения параметров «горячей» точки; - расчетного шага по времени при расчете процесса выгорания топлива.
Простая инженерная методика, позволяющая проводить Монте-Карловский расчет состояния выгоревшей активной зоны без полномасштабного расчета процесса выгорания по Монте-Карловской программе.
Простая инженерная методика, позволяющая на основе данных об эксплуатации реактора оценить выгорание поглотителя без полномасштабного расчета процесса выгорания по Монте-Карловской программе.
Простая инженерная методика, позволяющая на основе данных об эксплуатации реактора оценить отравление бериллиевого отражателя без полномасштабного расчета процесса выгорания по Монте-Карловской программе.
Настоящая глава посвящена первым трем из перечисленных составляющих разработки прецизионной модели ИР. Четвертая составляющая в проведенных исследованиях обеспечена путем применения расчетов по диффузионной программе TIGRIS и отдельно не рассматривалась.
Прецизионные программы позволяют создать геометрическую модель исследовательского реактора практически любой степени детальности. В тоже время критерии выбора необходимой детальности не всегда сформулированы. Для различных исследовательских реакторов при расчете распределения энерговыделения и выгорания в настоящее время используются модели с разным пространственным разбиением.
При обосновании параметров расчетной модели реактора СМ на основе программы MCU-RR [20] было выбрано разбиение на 5 высотных слоев с разным выгоранием (по два слоя толщиной 5 см с каждого края и слой 15 см в центре) [15],[40]. Проведено также обоснование разбиения ТВС на зоны в горизонтальной плоскости. В расчетной модели реактора ИРТ МИФИ на основе программы MCNP [41] использовано разбиение на 12 высотных слоев толщиной 5 см при расчете распределения энерговыделения в "горячей" ТВС, при этом глубина выгорания задана в шести высотных слоях по 10 см [10].
В некоторых случаях при расчетах исследовательских реакторов по Монте-Карловским программам наблюдается стремление рассчитать распределение энерговыделения максимально детально. Например, при расчете распределения энерговыделения и выгорания реактора ИР-8 по программе MCU-PTR использовано разбиение на 30 высотных слоев толщиной 2 см [42]. При этом в горизонтальной плоскости тоже выбрано достаточно подробное пространственное разбиение. Для расчета распределения энерговыделения реактора ИРТ-Т по программе MCU-PTR использовано разбиение на 60 высотных слоев толщиной 1 см [43].
В настоящей работе предложено обоснование выбора пространственного разбиения для расчета распределения энерговыделения и выгорания исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-ЗМ и ВВР-КН по Монте-Карловской программе. В качестве критериев выбора рассмотрены погрешность расчета коэффициента размножения, погрешность определения максимального энерговыделения и время, затрачиваемое на расчет. Под погрешностью в данном случае понимается отличие результатов менее детальной модели от более детальной.
Оптимальный размер расчетной ячейки с максимальным энерговыделением
Выбор размера области, которая рассматривается как "горячая" точка, оказывает существенное влияние, как на результат определения максимального энерговыделения, так и на вычислительные затраты. Ранее, когда нейтронно-физическая задача решалась с помощью диффузионных конечно-разностных программ, максимально подробная пространственная сетка (1 см и менее) была необходима для того, чтобы минимизировать погрешность самого расчетного алгоритма. При использовании программ, основанных на методе Монте-Карло, необходимо руководствоваться другими критериями. С одной стороны, необходимость измельчать сетку для получения точного решения исчезает, и "точное" значение среднего по выбранной зоне функционала может быть получено для зоны практически любого размера. С другой стороны, время решения задачи слабо зависит от числа геометрических зон и, как кажется, можно без увеличения затрат получить очень детальную информацию, например, о распределении энерговыделения. Однако при увеличении числа расчетных зон уменьшается их размер, и возникает проблема набора статистики в мелких зонах. При слишком мелких зонах, в которых определяется энерговыделение, статистическая ошибка, сопоставимая с погрешностью оценки максимального энерговыделения, на которую претендует сверхдетальный расчет, достигается за неоправданно большое время.
Рассмотрим особенности выбора размера области, которая рассматривается как "горячая" точка, для некоторых исследовательских реакторов. В горизонтальной плоскости разбиение часто обусловлено геометрией ТВС. Например, на рисунке 3 изображены типичные разбиения твэлов на ячейки (регистрационные зоны) при расчете распределения энерговыделения для ТВС ИРТ-ЗМ (описание ТВС в Приложении Б) с низкообогащенным урановым (НОУ) и высокообогащенным урановым (ВОУ) топливом, а также для ТВС ВВР-КН. Для ТВС ИРТ-ЗМ в отдельные зоны выделяются закругленные углы твэлов и грани твэлов. В представленном разбиении ТВС ВВР-КН твэлы разбиты на 6 секторов.
Расчет стационарных нейтронно-физических характеристик
Как видно из рисунка 4 и 5, размер области по высоте, в пределах которого энерговыделение отличается от максимального не более чем на 0,5%, составляет 6 см. Поэтому, чтобы достичь точности -1%, не нужно выбирать размер ячейки по высоте 2 см или менее. Такая точность определения максимального энерговыделения достигается быстрее при разбиении на 12 слоев (шаг 4,8 см). Если же настаивать на том, что погрешность должна быть менее 1%, то необходимо брать более подробное разбиение, но при этом статистика и время, затрачиваемое на расчет, должны быть в разы больше.
Представленные оценки необходимой статистики даны для объемов расчетной области 0,16 и 0,32 см . Данные для ряда других объемов приведены на рисунке 6. Кроме результатов вышеописанных расчетов для ТВС ИРТ-ЗМ с НОУ топливом (объем расчетной области 0,16, 0,32 и 1,23 см ), на рисунке 6 также представлены данные о статистической ошибке в зависимости от числа историй для ТВС ИРТ-ЗМ с ВОУ топливом (объём расчётной области 0,1 и 0,04 см ). Статистическая погрешность обратно пропорциональна корню квадратному из числа историй с коэффициентом, зависящим от пространственного разбиения. Для пяти вариантов пространственного разбиения, представленных на рисунке 6, коэффициенты пропорциональности составляют 3827,3 (1), 6103,0 (2), 8252,2 (3), 8726,8 (4) и 13894,5 (5).
Из графика на рисунке 6 следует, что для статистической ошибки в максимальном энерговыделении 1%, при объёме расчётной ячейки 0,04 см (угол твэла ВОУ ТВС ИРТ-ЗМ при Nz= 30) необходим расчёт 1,9-108 историй, а при объёме расчётной ячейки 0,1 см3 (угол твэла ВОУ ТВС ИРТ-ЗМ при Nz= 12) достаточно расчета 7-Ю7 историй.
При статистике, не соответствующей выбранному пользователем объему расчетной ячейки, статистическая погрешность будет намного превышать погрешность за счет детализации высотного распределения энерговыделения.
Таким образом, при заданном пространственном разбиении в горизонтальной плоскости, разбиение по высоте следует выбирать, учитывая гладкость распределения энерговыделения по высоте и соответствие ожидаемых временных затрат на расчет желаемой погрешности определения максимального энерговыделения. Статистическая ошибка,% грань угол
Следует отметить, что для разных типов ТВС шаг по высоте, который не будет приводить к сильному увеличению времени счета без существенного уточнения, разный. Например, для ТВС ВВР-КН с более толстым топливным сердечником и разбиением на 6 секторов в горизонтальной плоскости, шаг по высоте 2 см соответствует объему расчетной ячейки 0,5 см , и использование такого шага не приводит к бесполезному увеличению времени счета.
Таким образом, можно предложить следующий алгоритм выбора размера области в Монте-Карловском расчете, которая рассматривается как "горячая" точка: 1. На основе данных об эксплуатационной погрешности измерения мощности и требований теплогидравлического расчета оценить желаемую погрешность определения максимального энерговыделения. 2. Оценить желаемое (возможное) время, затрачиваемое на расчет. 3. Выбрать разбиение твэта на ячейки, исходя из геометрии твэла и гладкости распределения энерговыделения по высоте. 4. Для выбранного объема расчетной области оценить статистику, которую необходимо достичь, чтобы обеспечить погрешность, определенную в пункте 1. 5. Для оцененной в пункте 4 статистики оценить время, затрачиваемое на расчет. Если это время намного больше, чем время, определенное в пункте 2, пересмотреть пункты 1, 2 или 3. В том случае, если есть желание подставить в теплогидравлический расчет более детальное распределение, чем выбранное оптимальное разбиение для Монте-Карловского расчета, то можно либо получить более детальное разбиение путем полиномиальной аппроксимации, либо рассчитать его для ячеек большего размера в горизонтальной плоскости (например, для целой грани), так как высотное распределение практически одинаковое по всей ТВС. Таким образом, на основе опыта расчетов реакторов с ТВС типа ИРТ-ЗМ, ВВР-КН, можно утверждать, что размер области в расчете на основе метода Монте-Карло, которая рассматривается как "горячая" точка, не должен быть меньше 0,1 см . В этом случае статистика, необходимая для статистической погрешности в максимальном энерговыделении не более 1%, примерно равна статистике, необходимой для статистической погрешности в іСзф 0,0002- 0,0003. Форма распределений энерговыделения, характерная для упомянутых исследовательских реакторов, позволяет выбрать пространственное разбиение с таким размером областей.
Следует отметить, что вышерассмотренный выбор пространственного разбиения для расчета максимального энерговыделения и выбор пространственного разбиения для расчета процесса выгорания являются разными задачами. Расчет высотного распределения энерговыделения в "горячей" ТВС необходим для последующего теплогидравлического расчета и определения допустимой мощности. Поэтому эту ТВС можно рассчитывать более детально, чем остальные. Что касается пространственного разбиения для расчета распределения выгорания, то его детальность определяется его влиянием на расчет таких параметров коэффициент размножения и максимальное энерговыделение.
Следует также отметить, что вопрос о необходимости потвэльного (или более детального в горизонтальной плоскости) расчета выгорания в данной работе не рассматривался. Эта необходимость может возникнуть только в тех случаях, когда при перегрузках реактора осуществляется контроль за ориентацией ТВС в горизонтальной плоскости.
Чтобы исследовать влияние детальности расчета распределения глубины выгорания по высоте ТВС на основные нейтронно-физические характеристики исследовательского реактора, проведены расчеты двух модельных задач. В первой задаче исследовано влияние числа расчетных слоев по высоте ТВС, выделенных в качестве зон с разной глубиной выгорания топлива (числа расчетных высотных слоев по выгоранию NzBbW) на погрешность определения самого распределения выгорания. Во второй задаче исследовано влияние числа расчетных высотных слоев по выгоранию на результаты расчета нейтронно-физических характеристик (коэффициента размножения, коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения).
Обоснование перевода реактора ИРТ МИФИ на уран-молибденовое НОУ топливо. Расчет референтных загрузок
Одной из важных проблем в области расчетного моделирования исследовательских реакторов является верификация программ, используемых для нейтронно-физического расчета. Для верификации может быть использовано сопоставление: с экспериментальными данными (результаты benchmark-экспериментов на критстендах, реакторные экспериментальные данные) и с расчетами по другим программам. Сравнение расчетов по разным программам не всегда удается осуществить на примере полномасштабного моделирования реальных реакторов. Для этого разрабатываются специальные тестовые задачи.
Тестовые задачи могут быть ориентированы на сравнение методов решения уравнения переноса нейтронов [48]. В работе [48], в основном, рассматриваются задачи для тестирования программ, использующих диффузионное приближение, малогрупповые константы заданы в исходных данных. Тесты классифицированы по специфике решаемой задачи (геометрия, граничные условия, приближения для уравнения переноса), при этом оговаривается прототип рассматриваемого реактора (реактор на быстрых нейтронах типа SNR-300, легководный реактор PWR и др.). Приведены решения рассмотренных задач, которые можно рассматривать как точные в рамках выбранной модели (например, в рамках диффузионного приближения). Примером другого рода тестов является тестовая задача МАГАТЭ для исследовательского реактора типа MTR мощностью 10 МВт [49]. В задаче приведено детальное описание топливной сборки MTR, задана приближенная модель активной зоны в начале и в конце топливной кампании. Выгорание ТВС определено в исходных данных теста. Данная тестовая задача ориентирована на сопоставление результатов расчета по различным программам с разным константным обеспечением в рамках сравнения параметров активной зоны реактора типа MTR с высоко- и низкообогащенным топливом.
Исследования возможности конверсии исследовательских реакторов с использования ВОУ топлива на НОУ топливо в настоящее время проводятся для многих реакторов в разных странах. Эти исследования часто служат стимулом для совершенствования расчетных моделей исследовательских реакторов и их валидации. Валидация программ нейтронно-физического расчета, используемых для обоснования конверсии, основывается на сопоставлении с результатами benchmark- экспериментов (например, из базы данных ядерных экспериментов международного проекта «International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project» (ICSBEP)), или с реакторными экспериментальными данными. Однако для топлива 20%-ного обогащения имеется мало оцененных экспериментальных данных, кроме того критические сборки обычно имеют менее гетерогенную структуру, чем реальные исследовательские реакторы. Реакторные экспериментальные данные для новых видов НОУ топлива отсутствуют. Поэтому для расчетных моделей активных зон с новыми видами НОУ топлива предлагается использовать процедуру сравнительной валидации прецизионных Монте-Карловских программ. Сравнение результатов расчетов по разным Монте-Карловским программам с разными библиотеками констант является важным инструментом валидации также и при наличии результатов экспериментов [50], [51].
При обосновании конверсии ИРТ МИФИ были использованы программы MCNP [52], MCREB [53] и MCU-PTR [54], [55]. Для того чтобы согласовать результаты расчетов по данным программам между собой, было принято решение провести сравнение на примере расчета упрощенных по сравнению с реальным реактором тестовых задач. Был разработан набор тестовых задач для исследовательского реактора типа ИРТ с уран-молибденовым НОУ топливом и оксидным ВОУ топливом. Геометрия ТВС в задачах задана точно, конфигурация системы в целом упрощена по сравнению с реальными реакторами. Например, не рассматриваются экспериментальные каналы, концевые детали ТВС, концевики стержней СУЗ и др. Рассмотрены как стационарные задачи, так и задачи с выгоранием.
Результаты расчета тестовых задач могут быть использованы не только в рамках обоснования конверсии конкретного реактора, но и просто для валидации программ. Например, представленные тестовые задачи были рассчитаны по программе SERPENT 2 [56], [57], которая используется для расчета реактора SAFARI (ЮАР). 3.1. Модели и программы
Программа MCU-PTR Для расчета как стационарных тестовых задач, так и задач с выгоранием использована программа MCU-PTR [54]. MCU-PTR - это пакет прикладных программ в рамках проекта MCU-5 для расчета исследовательских реакторов бассейнового типа.
Разработанные в рамках проекта MCU-5 программные средства, реализующие метод Монте-Карло для решения уравнений переноса различных видов излучения, широко используются для расчётов ядерных реакторов разных типов [55]. Банком данных пакета MCU-5 является банк MCUDB50, включающий отечественные и зарубежные библиотеки, содержащие данные для 375 изотопов. При моделировании столкновений нейтронов с ядрами в разных энергетических областях можно комбинировать библиотеки констант, применяя соответствующие подмодули физического модуля. Так, в быстрой энергетической области можно использовать либо константы библиотеки ACE/MCU, либо библиотеки BNAB/MCU. BNAB/MCU - это расширенная и модифицированная версия 26-групповой системы констант БНАБ-93. ACE/MCU - это библиотека сечений взаимодействия нейтронов с ядрами в эпитепловой области энергий в поточечном представлении, полученная из файлов ENDF/B-VII.0 и других источников. Энергетические границы использования библиотек задаются пользователем. В области термализации можно применять многогрупповое транспортное приближение или проводить моделирование с учетом непрерывного изменения энергии нейтрона. В последнем случае при рассеянии на легких ядрах учитывается корреляция между изменением энергии нейтрона и направлением его движения. Используются данные, полученные из законов рассеяния для замедлителей.
В состав пакета MCU-5 входит модуль выгорания, предназначенный для расчёта изменения нуклидного состава материалов реактора в процессе его работы. В модуле расчета выгорания реализована итерационная схема расчета (предиктор-корректор) для учета зависимости сечений от времени. В данной работе расчеты тестовых задач по MCU-PTR были проведены в двух вариантах: - с использованием библиотеки BNAB/MCU при Е 2,15 эВ; - с использованием библиотеки ACE/MCU при 100 кэВ Е 20 МэВ и библиотеки BNAB/MCU при 2,15 эВ Е 100 кэВ). Для области Е 2,15 эВ в обоих случаях проводилось моделирование с учетом непрерывного изменения энергии нейтрона с одной и той же библиотекой констант.
