Preview

ҚР ҰЯО жаршысы

Кеңейтілген іздеу

ӘЗІРЛЕУ ЖӘНЕ ВЕРИФИКАЦИЯЛАУ НЕЙТРОНДЫҚ-ФИЗИКАЛЫҚ МОДЕЛІН РЕАКТОРДЫҢ APR-1400

https://doi.org/10.52676/1729-7885-2025-4-5-11

Толық мәтін:

Аңдатпа

Бұл жұмыста MCNP6 кодының көмегімен сумен реттелетін қуатты реактордың APR-1400 нейтронды-физикалық моделін жасау және тексеру жүргізілді. Құрылымдық элементтердің толық сипаттамасы бар белсенді аймақ әзірленді. Модельді тексеру реактордың жұмысын одан әрі қолдауды стратегиялық жоспарлау үшін сенімді негіз болады. Нәтижелер отын циклдарын оңтайландыру және жаңа дизайн шешімдерінің әсерін бағалау үшін пайдаланылуы мүмкін.

Авторлар туралы

Г. Г. Какимова
ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалы
Қазақстан

Курчатов



Р. А. Иркимбеков
ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалы
Қазақстан

Курчатов



А. С. Сураев
ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалы
Қазақстан

Курчатов



Әдебиет тізімі

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

Дәйектеу үшін:


Какимова Г.Г., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С. ӘЗІРЛЕУ ЖӘНЕ ВЕРИФИКАЦИЯЛАУ НЕЙТРОНДЫҚ-ФИЗИКАЛЫҚ МОДЕЛІН РЕАКТОРДЫҢ APR-1400. ҚР ҰЯО жаршысы. 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

Қараулар: 179

JATS XML


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)