ЕУРОПАЛЫҚ ҚЫСЫМДЫ РЕАКТОРЫН (EPR) MCNP КОДЫН ҚОЛДАНУ АРҚЫЛЫ МОДЕЛЬДЕУ

Ядролық реакторларды модельдеу қауіпсіздікті қамтамасыз ету және олардың сипаттамаларын оңтайландырудың маңызды кезеңдерінің бірі болып табылады.

Бұл жұмыс реактордың осы түрін Қазақстанда атом электр стансасын салуға ықтимал үміткер ретінде қарастыру мақсатында оның әртүрлі жұмыс режимдеріндегі EPR реакторының активті аймағының сипаттамаларын бағалауға арналған. Зерттеу EPR реакторының есептеу моделін жасаудан және алынған есептеу деректерінің сәйкестігін тексеруден тұрды. Зерттеулер MCNP бағдарламасында жүзеге асырылған және реактордың активті аймағында болып жатқан нейтронды-физикалық процестерді егжей-тегжейлі талдауға мүмкіндік беретін МонтеКарло әдісін қолдану арқылы жүргізілді. Мақалада EPR реакторының сипаттамасы, зерттеу әдістемесі, компьютерлік модель, модельдеу нәтижелері және есептелген деректерді әдебиет деректерімен салыстыру берілген.

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.