Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2007

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Перспективные приложения ядерных технологий»

Все доклады секции


МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЛЬНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ВЫГОРАНИЯ В ТВЭЛАХ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ
С ПОМОЩЬЮ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА SCALE 5

Филимонов С.Н.

Обнинский государственный технический университет
атомной энергетики

Настоящая работа имеет целью верификацию программного комплекса SCALE 5 [1], поставленного в ОГТУАЭ для учебных целей в соответствии с соглашением между ИАТЭ и RSICC (Radiation Safety Information Computational Center, Национальная лаборатория «Оук Ридж», США), и моделирование пространственной неоднородности выгорания топлива в твэлах легководных реакторов.

Проведенная верификация ориентирована на расчеты изотопного состава топлива и определение эффективного коэффициента размножения нейтронов в бесконечной ячейке реактора. В качестве бенчмарков были выбраны два, предложенные NEA (Nuclear Energy Agency)[2] и ORNL (Oak Ridge National Laboratory)[3]. Расчет бенчмарков проводился с помощью контрольного модуля SCALE 5: TRITON[4].

Рисунок. Распределение полного энерговыделения по радиусу топливной таблетки при различном выгорании.

После проведения верификации программного комплекса SCALE 5 на предмет расчета выгорания, были проведены расчеты радиального распределения выгорания топлива. При сжигании топлива в реакторах возникает, так называемый rim-эффект, который отрицательно влияет на теплообмен, вызывает разрушение оболочки твэла. Rim-эффект возникает при достижении выгорания порядка 40-50 ГВт•день/тТМ в UO2 и MOX топливе, и обусловлен накоплением продуктов деления, высокой пористостью во внешней области топливной таблетки.

Моделирование радиальной неоднородности выгорания топлива производилось при помощи программного комплекса SCALE 5 с использованием контрольного модуля TRITON. Получена зависимость количества делений (рисунок) и изменение концентраций значимых нуклидов от радиуса топливной таблетки для MOX и UO2 топлива.

Литература

1. SCALE 5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, RSICC, CCC-7252.

2. O’Connor G.J., Bowden R.L., Thorne P.R. – Phase IV-A: Reactivity Prediction Calculations for Infinite Arrays of PWR MOX Fuel Pin Cells – Nuclear Science, NEA/NSC/DOC (2003) 3.

3. DeHart M.D., Brady M.C., Parks C.V. – Burnup Credit Calculational Criticality Benchmark Phase I-B Results – ORNL, NEA/NSC/DOC(96)-06.

4. DeHart M.D. – Triton: a two-dimensional depletion sequence for characterization of spent nuclear fuel – Nuclear Science and Technology Division(94), ORNL/NUREG/CSD-2/R7.