РАЗРАБОТКА И ВЕРИФИКАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРА APR-1400
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11
Аннотация
В данной работе представлена разработка и верификация нейтронно-физической модели водо-водяного энергетического реактора APR-1400 с использованием кода MCNP6. Разработана модель активной зоны с детализированным описанием конструктивных элементов. Верификация модели свидетельствует о её достоверности и позволяет использовать её для надёжного прогнозирования нейтронно-физических характеристик реактора в процессе эксплуатации. Результаты могут быть использованы для оптимизации топливных циклов и оценки воздействия новых конструктивных решений.
Ключевые слова
Об авторах
Г. Г. КакимоваКазахстан
Курчатов
Р. А. Иркимбеков
Казахстан
Курчатов
А. С. Сураев
Казахстан
Курчатов
Список литературы
1. KEPCO E&C. APR1400 Design Overview. – Yongin: Korea Electric Power Corporation Engineering & Construction Company, 2002. – 40 p.
2. KAERI. Development of Advanced Power Reactor (APR1400) / Korea Atomic Energy Research Institute // Nuclear Engineering and Technology. – 2004. – Vol. 36, No. 1. – P. 1–14. – ISSN 1738-5733.
3. World Nuclear Association. Nuclear Power in South Korea – 2024. https://world-nuclear.org/informationlibrary/country-profiles/countries-o-s/south-korea.aspx
4. Alrwashdeh М., Alameri S. A. Preliminary neutronic analysis of alternative cladding materials for APR-1400 fuel assembly // Nuclear Engineering and Design. – 2021. – Vol. 384. – P. 111486.
5. Alrwashdeh M., Alameri S. A. A Neutronics Study of the Initial Fuel Cycle Extension in APR-1400 Reactors // Arabian Journal for Science and Engineering. – 2023.
6. Kang D. G. et al. Assessment of APR-1400 Emergency Core Cooling System performance for design basis LOCA redefinition // Nuclear Engineering and Design. – 2013.
7. Advanced Power Reactor 1400 MWe (APR1400) [Status report 83]. – KEPCO E&C/KHNP, 2011. – 37 p.
8. IAEA. Action Plan on Nuclear Safety – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2011. – 19 p. https://www.iaea.org/sites/default/files/actionplanns.pdf
9. OECD/NEA. The Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident: OECD/NEA Nuclear Safety Response and Lessons Learnt. – NEA No. 7161. – Paris: Nuclear Energy Agency, 2013. – 136 p. – ISBN 978-92-64-99155-7.
10. U.S. NRC. Enhancing Reactor Safety in the 21st Century: The Near-Term Task Force Review of Insights from the Fukushima Dai-ichi Accident. – Washington, D.C.: U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 2011. – 96 p. https://www.nrc.gov/docs/ML1118/ML111861807.pdf
11. Goorley, T., James, M., Booth, T., Brown, F., Bull, J., Cox, L.J., Durkee, J., Elson, J., Fensin, M., Forster, R.A. and Hendricks, J. (2012). Initial MCNP6 release overview. Nuclear Technology, 180(3), pp.298-315. https://doi.org/10.13182/NT11-135.
12. Alrwashdeh, M.; Alameri, S.A. Chromium-Coated Zirconium Cladding Neutronics Impact for APR-1400 Reactor Core. Energies. – 2022. – Vol. 15(21). – P. 8008. https://doi.org/10.3390/en15218008
13. Yuk, S. APR1400 Reactor Core Benchmark Problem Book; Technical Report RPL-INERICA-004; Korea Atomic Energy Research Institute: Daejeon, Korea, 2019.
14. Reactivity – Definition & Calculation // Nuclearpower.com. https://www.nuclear-power.com/nuclearpower/reactor-physics/nuclear-fission-chainreaction/reactivity/?utm_source
15. Introduction to Water Cooled Reactor Theory with the Micro-Physics. – Vienna: IAEA, 2014. – (Training Course Series No. 70). https://wwwpub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TCS-70web.pdf?utm_source
16. K.E. Barr, S. Choi, J. Kang, B. Kochunas. Verification of MPACT for the APR1400 Benchmark // Energies. – 2021. – Vol. 14. – P. 3831. https://doi.org/10.3390/en14133831
17. Z. Alnoamani, S. A. Alameri, M. Elsawi. Neutronic and Fuel Performance Evaluation of Accident Fuel Concepts in APR1400 Reactor. – Conference: Proceedings of the American Nuclear Society Annual Meeting, June 17–21, 2018, Philadelphia, PA, USA. https://www.researchgate.net/profile/ZainabAlnoamani2/publication/329357617_Neutronic_and_Fuel_Performance_Evaluation_of_Accident_Tolerant_Fuel_Concepts_in_APR1400_Reactor/links/64acc65bb9ed6874a50b9b8c/Neutronic-andFuel-Performance-Evaluation-of-Acciden-Tolerant-Fuel-Concepts-in-APR1400-Reactor.pdf
18. Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computation and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C + SNA 2007) Monterey, California, April 15-19, 2007, on CD-ROM, American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2007) “Doppler coefficient of reactivity – benchmark calculations for different enrichments of UO2” L. Thilagam, C. Sunil Sunny and K.V. Subbaiah; K. Devan; Lee, Young-Seok; V. Jagannathan.
19. Risk Engineering LTD., Belene ISAR – Training course provided for Vietnam Atomic Energy Institute VINATOM, Sofia, Bungari, 15 Jan – 9 March 2012.
20. В.А. Горбунов, С.С. Теплякова, Н.Е. Лоншаков, С.Г. Андриянов, П.А. Минеев. Исследование влияния конструктивного параметра тепловыделяющего элемента на коэффициент неравномерности теплового выделения по высоте реактора ВВЭР-100. – 2023. https://static.nuclear-powerengineering.ru/articles/2023/02/03.pdf
Рецензия
Для цитирования:
Какимова Г.Г., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С. РАЗРАБОТКА И ВЕРИФИКАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРА APR-1400. Вестник НЯЦ РК. 2025;(4):5-11. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11
For citation:
Kakimova G.G., Irkimbekov R.A., Surayev A.S. DEVELOPMENT AND VERIFICATION OF THE NEUTRON-PHYSICS MODEL OF THE APR-1400 REACTOR. NNC RK Bulletin. 2025;(4):5-11. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11
JATS XML









