Uncertainties of reactivity effects calculation of the fast reactors and its influence on the evaluation of basic accidents consequences (analysis of IAEA benchmark)
Creators
- 1. GNTs RF-FEhI im. A.I. Lejpunskogo, Obninsk (Russian Federation)
- 2. OKBM im. I.I. Afrikantova, Moscow (Russian Federation)
Description
Results of the calculation for reactivity effects and analysis of their defect effect on the course of accident connected with disturbance of coolant consumption and input of reactivity for the IAEA benchmark: BN-600 type reactor with hybrid reactor core are performed. It is shown that solution to the neutron transport equation in diffusion approximation demonstrates satisfactory accuracy for determination of basic reactivity effects in the considered reactor type. Calculated in the two-dimensional R, Z- and three-dimensional HEX, Z-geometry of sodium and steel and analysis of its effect on course of the accident connected with the disturbance of coolant consumption testifies to possibility of reduction of defect and more accuracy description of the accident with the using three-dimensional reactor model
Abstract (Russian)
Приведены результаты расчета эффектов реактивности и анализа влияния их погрешности на ход аварий, связанных с возмущениями расхода теплоносителя и ввода реактивности, для тестовой модели МАГАТЭ - реактора типа БН-600 с гибридной активной зоной. Показано, что решение уравнения переноса нейтронов в диффузионном приближении дает удовлетворительную точность определения основных эффектов реактивности для рассматриваемого типа реактора. Рассчитанная в двумерной R, Z- и трехмерной HEX, Z-геометрии реактивность натрия и стали и анализ ее влияния на ход аварии, связанной с потерей расхода теплоносителя, свидетельствует о возможности снижения погрешности и более точного описания аварии при использовании трехмерной модели реактораAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Погрешность расчета эффектов реактивности в быстрых реакторах и ее влияние на оценку последствий основных аварий (анализ тестовой модели MAGATEh)
Publishing Information
- Journal Title
- Atomnaya Ehnergiya
- Journal Volume
- 97
- Journal Issue
- 5
- Journal Page Range
- p. 323-333
- ISSN
- 0004-7163
- CODEN
- AENGAB
INIS
- Country of Publication
- Russian Federation
- Country of Input or Organization
- Russian Federation
- INIS RN
- 37054754
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- BELOYARSK-3 REACTOR; BENCHMARKS; DOPPLER COEFFICIENT; ERRORS; IAEA; LIQUID METALS; LOSS OF COOLANT; NEUTRON TRANSPORT; REACTIVITY; REACTOR CORES; SODIUM; THREE-DIMENSIONAL CALCULATIONS; TWO-DIMENSIONAL CALCULATIONS
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; ALKALI METALS; BREEDER REACTORS; ELEMENTS; EPITHERMAL REACTORS; FAST REACTORS; FBR TYPE REACTORS; FLUIDS; INTERNATIONAL ORGANIZATIONS; LIQUID METAL COOLED REACTORS; LIQUIDS; LMFBR TYPE REACTORS; METALS; NEUTRAL-PARTICLE TRANSPORT; POWER REACTORS; RADIATION TRANSPORT; REACTIVITY COEFFICIENTS; REACTOR ACCIDENTS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SODIUM COOLED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 8 refs., 3 figs., 2 tabs.