Программа ЭКРАН расчета эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторных установках

Москвин А. Н., Никифорова А. В., Трубицын А. П., Фарафонтов Г. Г., Шагалиев Р. М., Шумилин В. А.
Вопросы атомной науки и техники. Сер. Математическое моделирование физических процессов 1996. Вып.3. С. 35-39.

      Программа предназначена для расчета эффективного коэффициента. размножения и спектра нейтронов в многогрупповом двумерном кинетическом приближении в плоской и цилиндрической геометриях. В ней реализованы следующие итерационные методы расчета эффективного коэффициента размножения нейтронов: метод Келлога, прямой итерационный метод, метод итерации источника деления и комбинированный метод. В данной работе проводится сравнение эффективности этих методов на тестовых задачах для реакторных установок различных типов (ВВЭР, РБМК, SNR). Для ускорения сходимости простых итераций внутри одной группы применяется согласованный FCA-метод. Для ускорения сходимости внешних итераций в методе итерации источника деления применяются метод последовательной верхней релаксации и метод Чебышева (рис. 3, табл. 3, список лит. — 7 назв.).

      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.).