ВЛИЯНИЕ БИБЛИОТЕКИ ВЫХОДА ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ НА РАСЧЕТ НУКЛИДНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Е. Ф. Митенкова, Н. В. Новиков

Аннотация


Расчет состава облученного топлива для разных уровней выгорания является базовой задачей при анализе ядерно-радиационной безопасности объектов с отработавшими ТВС. Выход продуктов деления - один из важных исходных показателей в расчетах выгорания. В статье описаны способы компиляции библиотек выхода продуктов деле- ния на основе современных файлов оцененных ядерных данных ENDF/B. Приведены результаты анализа нуклидного состава оксидного уранового и уран-плутоний-циркониевого металлического топлива в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, полученные в прецизионных расчетах с разными библиотеками выхода продуктов деления при использовании кодов MONTEBURNS-MCNP5-ORIGEN2. Рис. 5, табл. 7, список лит. 8 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Развитие и разработка методов анализа и обоснование безопасности ядерно- и радиационно опасных объектов. Отчет по НИР ИБРАЭ РАН. Инв. № 252-1.30.03.17/1-4, 2003.

Митенкова Е.Ф., Новиков Н.В. Технология прецизионных расчетов для решения нейтронно-физических задач ядерных реакторов. - Известия РАН, 2004, № 2, с. 72-86.

ENDF-102 Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6. BNL-NCS-44945-01/04-Rev., 2001.

Chadwick M., Obloћinskэ P., Herman M. e.a. ENDF/B VII.0 - next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. - Nucl. Data Sheets, 2006, v. 107, № 12, p. 2931-3060.

Koning A., Rochman R. TENDL-2010 - TALYS Evaluated Nuclear Data Library. Petten, Netherlands, 2010.

Колдобский А.Б., Живун В.М. Универсальная библиотека по выходам продуктов деления и выходам групп запаздывающих нейтронов деления. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы, 1995, вып. 1-2, с. 74-88.

BN-600 Hybrid Core. Benchmark Analyses. IAEA-TECDOC-1623. Vienna: IAEA, 2010. 289 p.

Mitenkova E.F., Novikov N.V., Gadzhiev G.I., Syuzyov V.N. Studies of metal (U-Pu-Zr) fuel in BOR-60 reactor with focus on its use in high power sodium fast reactors. - In: Proc. PHYSOR'2010. USA, May 9-14, 2010, CD-ROM № 700356.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.