Главная | Обратная связь

Методы и коды расчета

Код ORIGEN2

3.1.1 Код ORIGEN2 [1, 2] предназначен для моделирования ядерных топливных циклов (облучение в реакторе, выдержка после облучения, разделение материалов и др.) и расчета нуклидного состава и характеристик материалов, проходящих через эти циклы. Код разработан отделом химических технологий ORNL (США). Главная функция кода состоит в расчете количества нуклидов, присутствующих в различных ядерных материалах, и представлении результатов расчета в различных физических единицах в удобном для пользователя формате. Основная расчетная задача заключается в определении накопления и обеднения концентрации нуклидов в ядерных материалах при их облучении в реакторе и последующей выдержке. Накопление и обеднение нуклидов при облучении и распаде рассчитываются из предположений точечной геометрии с использованием одногрупповых нейтронных сечений.

3.1.2 По коду ORIGEN2 рассчитывались мощности источников и спектры гамма-излучения ОТВС. При расчете использовались библиотеки распадов и выходов гамма-излучения, основанные на данных файлов оцененных ядерных данных ENDF/B-6 [3]. Данные по выходу тормозного излучения основаны на данных соответствующих библиотек кода ORIGEN-S [4]. Данные по независимым выходам продуктов деления при делении делящихся нуклидов основаны на данных библиотеки ENDF-349 [5].

3.1.3 Подробная методика расчета мощностей источников гамма-излучения, а также описание исходных данных по составу топлива, режимам облучения сборок активной зоны, одногрупповым сечениям актинидов, продуктов деления и продуктов активации и других характеристик представлены в [6, 7].

3.1.4 Код ORIGEN2 верифицирован [8] применительно к расчету остаточного энерговыделения и мощностей источников гамма-излучения.

Коды DORT и TORT

3.2.1 Расчеты пространственно-энергетического распределения плотности потока гамма-излучения и мощностей доз проводились по кодам DORT [9] и TORT [10], входящим в пакет транспортных расчетных кодов DOORS 3.2A [11], разработанный в ORNL.

Коды реализуют метод дискретных ординат для решения транспортного уравнения переноса нейтронов и гамма-квантов в 2-d (DORT) и 3-d (TORT) геометриях. Балансные
уравнения решаются для плотности потока частиц, движущихся вдоль дискретных направлений (угловая квадратура) в каждой ячейке пространственной сетки. Анизотропия рассеяния определяется с помощью разложения сечений рассеяния по полиномам Лежандра произвольного порядка.

3.2.2 Расчеты проводились с использованием многогрупповой библиотеки фотонных констант, основанной на файлах оцененных ядерных данных ENDF/B-VI версии 8 [12]. Библиотека содержит данные по сечениям ядерных реакций в тридцативосьмигрупповом разбиении для фотонов. Подготовка фотонных констант для расчетов по кодам DORT и TORT проводилась по программному комплексу AMPX-77 [13].

Групповая структура фотонной библиотеки приведена в таблице 3.1.

3.2.3 При расчете мощностей доз гамма-излучения использовались коэффициенты перевода плотности потока гамма-излучения в мощность дозы, рекомендуемые НРБ‑99/2010. Значения коэффициентов перевода плотности потока гамма-квантов в мощность дозы гамма-излучения для используемой групповой структуры фотонной библиотеки приведены в таблице 1.

3.2.4 Коды TORT и DORT верифицированы [14, 15] применительно к расчету защиты реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Таблица 3.1 -Групповая структура фотонной библиотеки [12] и коэффициенты перевода плотности потока гамма-квантов в мощность поглощенной дозы гамма-излучения