The few-group cross section libraries, used by reactor dynamics codes, are affected by the spectral history effect – a dependence of fuel cross sections not only on burnup, but also on local spectral conditions during burnup. Neglecting this effect leads to an additional component of error in neutron-physical characteristics. Two solution approaches to this problem implemented in the reactor dynamic code DYN3D are described and compared in this paper: a cross section correction method based on239Pu concentration and separate cross sections treatment for each axial layer of reactor core. Steady-state and burnup characteristics of a PWR and a WWER-1000 cores, calculated by DYN3D with and without cross section corrections, are compared. An impact of the correction on transient calculations is studied for a control rod ejection example. Studies have shown a significant influence of spectral history on axial power and burnup distributions as well as on calculated cycle length. Two different correction methods have shown similar major effects.
Розглянуто досвід ДНТЦ ЯРБ проведення експертизи документів обґрунтування впровадження нових типів палива реакторів ВВЕР на АЕС України. Наведено дані щодо типів використовуваних ТВЗ на українських атомних станціях, перелік основних нормативних документів, що визначають порядок впровадження й ліцензування нових типів палива, найближчі плани з подальшого їх впровадження. Представлено практику виконання незалежних перевірочних розрахунків, яка прийнята в ДНТЦ ЯРБ у процесі проведення Державної експертизи ядерної та радіаційної безпеки стосовно проблеми впровадження нових типів палива.
Розглядається можливість і доцільність розробки в Україні власного математичного забезпечення для СВРК ВВЕР-1000, що є однією з важливих умов реалізації розширеної програми диверсифікації ядерного палива. Програмне забезпечення верхнього рівня пропонується розробляти на основі власних напрацювань у створенні програм відновлення поля енерговиділення, які раніше успішно використовувалися в аналізі безпеки РБМК-1000.
Наведено вивід простих аналітичних виразів для оцінки величини отруєння 135Хе у квазістаціонарному стані реактора з циркулюючим у першому контурі паливом. Показано, що величина отруєння 135Хе у такому реакторі залежить від співвідношення часу перебування палива в активній зоні й поза нею (Δt1/Δt2), і вже при співвідношенні Δt1/Δt2 = 0,1 ефект отруєння ксеноном може бути зменшений у 6 разів порівняно з реактором, де паливо є нерухомим, що суттєво підвищує ефективність паливовикористання.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.