База данных для численного моделирования накопления осколков в топливе энергетических реакторов

Абрамович С. Н., Горелов В. П., Горшихин А. А., Гребенников А. Н., Фарафонтов Г. Г., Ильин В. И.
Вопросы атомной науки и техники. Сер. Математическое моделирование физических процессов 1996. Вып.3. С. 40-61.

      Обсуждается база данных, необходимая для численного моделирования процессов накопления осколков бинарного деления в топливе энергетических ядерных реакторов. Всю совокупность большого количества осколков предлагается заменить упрощенной моделью. Даны рекомендации по использованию оцененных характеристик взаимодействия нейтронов с выделенными осколками. Для большого набора делящихся ядер приведены таблицы выходов выделенных осколков, изомеров, суммарных выходов “легких” и “тяжелых” стабильных осколков-шлаков и выходов эффективных легкого и тяжелого стабильных осколков-шлаков. Представлены программы CONVERT и SUMMER, необходимые для извлечения из оцененных данных требуемых значений выходов осколков и для расчетов характеристик взаимодействия нейтронов с эффективными легким и тяжелым стабильными осколками-шлаками. Приведен алгоритм расчета характеристик взаимодействия нейтронов с эффективными осколками, реализованный в программе SUMMER (табл. 7, список лит. — 17 назв.).

      Даны рекомендации по выбору нейтронно-ядерных данных, необходимых для численного моделирования процессов накопления ядер актинидов в топливе энергетических реакторов. Рассмотрены библиотеки ENDL-82, JENDL-3, ENDF/В-6 и BROND-2 оцененных данных по взаимодействию нейтронов с ядрами ^232,233Th, ^231-233Ра, ^232-239U, ^237-239Np, ^236,238,239Pu, ^241-244Am, ^242m,244mAm и ^242-249Cm. Представлена программа RESINT обработки массивов данных, соответствующих перечисленным библиотекам, которая использовалась для проведения сопутствующих расчетов (табл. 7, список лит. — 25 назв.).