ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года

РАСЧЁТ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО ПЛАВЛЕНИЮ ТОПЛИВА ИЗ ДИОКСИДА УРАНА КОДОМ ЕВКЛИД/V2 С МОДУЛЕМ SAFR/V1

Авторы

Бутов А.А., Климонов И.А., Кудашов И.Г., Прибатурин Н.А., Усов Э.В., Чухно В.И.

Организация

Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики, Новосибирск, Россия

Бутов А.А. – инженер, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук. Контакты: 630090, Новосибирск, ул. Лаврентьева, 1. Тел.: (962) 834-29-34; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра. .
Климонов И.А. – инженер, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.
Кудашов И.Г. – инженер, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.
Прибатурин Н.А. – директор, доктор технических наук, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.
Усов Э.В. – заведующий лабораторией, кандидат технических наук, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.
Чухно В.И. – инженер, Новосибирский филиал, Федеральное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.

Аннотация

Для обоснования безопасности перспективных установок с жидкометаллическим теплоносителем требуется система расчётных кодов, позволяющая моделировать реакторное оборудование и установку в комплексе, например - моделирование тяжелых запроектных аварий типа ULOF и UTOP, возникающих при отказе защитных систем и протекающих с плавлением оборудования активной зоны. Для этих целей в ИБРАЭ РАН разрабатывается интегральный код ЕВКЛИД/V2. Для обоснования способности кода моделировать различные явления необходимо провести процедуру его верификации. Для верификации кода ЕВКЛИД/V2 выбраны и проведены расчёты экспериментов, выполненных на экспериментальной установке «Direct Electrical Heating» (DEH) в Аргонской национальной лаборатории, эксперименты «High-Ramp-Rate experiments» (HRRE) на исследовательском реакторе «Annular Core Research Reactor» в национальной лаборатории Сандиа и в Нижегородском государственном техническом университете. На основе расчетов указанных экспериментов оценена погрешность расчета отдельных теплогидравлических параметров, а также определены факторы, которые оказывают наибольшее влияние на результаты расчетов.

Ключевые слова
ЕВКЛИД/V2, SAFR/V1, Direct Electrical Heating, High-Ramp-Rate experiments, Annular Core Research Reactor

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.586

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 4, 4:16