A ZR-6 kritikus rendszer, amelyben a VVER reaktorok kazettáira jellemző elrendezéseket vizsgáltak, már többször volt téma a Magyar Nukleáris Társaság (MNT) szimpóziumain. A mérések egy kisebb csoportja, a reaktivitás-együtthatók, ezekből a vizsgálatokból kimaradtak. Ennek oka részben az volt, hogy ezeket a méréseket szükséges volt újra kiértékelni, így csak később váltak az “International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments” adatbázis részévé. Ugyanakkor ezek az adatok kulcsfontosságú szerepet játszanak az atomerőművek biztonságos és hatékony üzemeltetésében. A mérések segítségével pontosabban megérthetjük a reaktorfizikai folyamatokat, és hatékonyabb biztonsági rendszereket fejleszthetünk. Egy adott elrendezés esetében a moderátor és üzemanyag hőmérsékletének homogén megváltoztatása a kritikus vízszint megváltozását eredményezi. A hőmérsékleti együttható a kritikus vízszintváltozás reaktivitásértékével arányos. Az adatokat a KARATE [5] programrendszer részét képező MULTICELL és COREMICRO 2D finomháló diffúziós kódokkal, valamint a NURESIM projekt keretében az APOLLO2 francia programmal szimuláltuk [11]. Az MCNP4C2 [18] Monte Carlo-modell alkalmazásával a méréseket befolyásoló 3D hatásokat elemeztük.
Simulation of Reactivity Coefficients Measured on Zr-6 Critical System using Reactor Physics Codes
The ZR-6 critical system, in which the typical arrangements of VVER reactor assemblies were investigated, has been a topic of discussion at Hungarian Nuclear Society (HNS) symposia several times. A small group of measurements, the reactivity coefficients, were taken out from these studies. This was partly because these measurements needed to be re-evaluated, so they only became part of the “International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments” database later. At the same time, these data play a key role in the safe and efficient operation of nuclear power plants. With the help of the measurements, we can better understand the reactor physics processes and develop more efficient safety systems. In the case of a given arrangement, a homogeneous change in the moderator and fuel temperature results in a change in the critical water level. The temperature coefficient is proportional to the reactivity value of the critical water level change. The data were simulated with the MULTICELL and COREMICRO 2D fine-mesh diffusion codes, which are part of the KARATE program system [5], and with the French program APOLLO2 [11] within the framework of the NURESIM project. Some 3D effects affecting the measurements were investigated using the MCNP4C2 [18] Monte Carlo model.
