МОДЕЛИРОВАНИЕ ЕВРОПЕЙСКОГО РЕАКТОРА ПОД ДАВЛЕНИЕМ (EPR) С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДА MCNP

Моделирование ядерных реакторов является одним из важных этапов обеспечения безопасности и оптимизации их характеристик.

Данная работа посвящена оценке характеристик активной зоны реактора EPR при его различных режимах работы с целью рассмотрения данного типа реактора как возможного кандидата для строительства АЭС в Казахстане. Исследования заключались в разработке расчетной модели реактора EPR и проверке релевантности полученных расчетных данных. Исследования проведены с использованием метода Монте-Карло, реализованного в программе MCNP и позволяющего детально анализировать нейтронно-физические процессы, происходящие в активной зоне реактора. В статье представлены описание реактора EPR, методика проведения исследований, компьютерная модель, результаты моделирования и сравнение расчетных данных с литературными. 

1. Fischer, U., Leverenz, R. European pressurized water reactor – designed for the new millennium // Nuclear Engineering and Design. – 2000. – Т. 39. – P. 217–221.

2. Leverenz, R., Gerhard, L., Göbel, A. The European Pressurized Water Reactor: A Safe and Competitive Solution for Future Energy Needs // Proceedings of the International Conference Nuclear Energy for New Europe, Portoroz, 6-9 September 2004. – 2004. – P. 903.

3. Zheng, S., Meinl, R., Stephens, J. EPR™: A Reactor to Support Economical Fuel Cycles // Proceedings of the 18th International Conference on Nuclear Engineering. – Xi’an, China: ASME, 2010. – P. 107–112. https://doi.org/10.1115/ICONE18-29439

4. Simons, A., Bauer, C. Life cycle assessment of the European pressurized reactor and the influence of different fuel cycle strategies // Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part A: Journal of Power and Energy. – 2012. – Vol. 226, No. 3. – P. 427–444. https://doi.org/10.1177/0957650912440549

5. Toward Transparency and Broader Safeguards Conclusion: A Closer Look at the Proposed Saudi’s Civilian Nuclear Power Program // Journal of Scientific & Engineering Research. – 2016. – Vol. 7, No. 12.

6. Los Alamos National Laboratory (LANL). MCNP6 User's Manual: Report number: LA-CP-14-00745, Rev. 0. – Los Alamos National Laboratory, 2014.

7. Brown, B. F. Fundamentals of Monte Carlo particle transport: LA-UR-05-4983.– Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, 2005.

8. AREVA. US EPR Final Safety Analysis Report. – Washington D.C: AREVA, 2012.

9. AREVA. US EPR Brochure. – Paris-La Defense Cedex, France: Framatome ANP, 2012.

10. AREVA. EPR Brochure. – Paris-La Defense Cedex, France: Tour AREVA, 2005.

11. AREVA. EPR Design Description. – Lynchburg: Framatome ANP, 2005.

12. Chadwick, M. B. et al. ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data // Nuclear Data Sheets. – 2011. – Vol. 112, No. 12.– P. 2887–2996. https://doi.org/10.1016/j.nds.2011.11.002

13. Parsons, D. K., Conlin, J. L. Release of Continuous Representation for S(α,β) ACE Data. – 2012.

14. Hon, R. P. Development of methods and tools for on-thefly response function generation for criticality calculations: Dissertation.– Georgia Institute of Technology, 2016.

15. Montwedi, O. E. Neutronic simulation of a European Pressurised Reactor: Dissertation.– North-West University, 2014.

16. Boettcher, A., Marcinkowska, Z. Influence of accident tolerant fuel cladding material on the European pressurised reactor core neutronic characteristics // Annals of Nuclear Energy. – 2018. – Vol. 119. – P. 203–213.

17. Lago, D., Rahnema, F. Benchmark description of a stylized three-dimensional European Pressurized Reactor (EPR) problem // Progress in Nuclear Energy. – 2016. – Vol. 93. – P. 18–46.