Оценка неопределенности расчета флюенса нейтроновна корпус реактора ВВЭР-440 из-за неопределенностей в сечениях нейтрон–ядерных взаимодействий

Abstract

Проведена оценка неопределенности расчета флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора ВВЭР-440 второго блока Армянской атомной электростанции (ААЭС), вызванной неопределенностями в сечениях нейтрон–ядерных взаимодействий. Применяя метод Монте–Карло, была выделена наиболее значимая область реактора к изменениям в полных сечениях взаимодействия нейтронов. Результаты показали, что основным источником неопределенности флюенса является сечение поглощения нейтронов в области быстрых нейтронов, особенно в водороде. Полученные данные имеют важное значение для оценки долгосрочной безопасности и продления срока эксплуатации реакторов данного типа. An assessment of the uncertainty in the calculation of fast neutron fluence on the reactor vessel of the second unit of the Armenian Nuclear Power Plant (ANPP) was conducted, considering uncertainties in neutron–nuclear interaction cross-sections. By employing the Monte Carlo method, the most sensitive region of the reactor to changes in neutron interaction cross-sections was identified. The results indicated that the primary source of fluence uncertainty lies in the neutron absorption cross-section in the fast neutron region, particularly in hydrogen. These findings hold significant importance for the long-term safety assessment and life extension of reactors of this type.