ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ КОДА HYDRA-IBRAE/LM/V1 НА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ РЕЖИМАХ РУ БН-600

Авторы

Анфимов А.М.¹, Горбунов В.С.¹, Кузнецов Д.В.¹, Осипов В.С.¹, Иванов Е.Н.², Климонов И.А.², Кудашов И.Г.², Мосунова Н.А.², Усов Э.В. ²

Организация

¹Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
² Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия

Анфимов А.М.¹ – инженер-конструктор 1 категории. Контакты: 603074, Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831) 246-94-40; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Горбунов В.С.¹ – ведущий инженер-конструктор, кандидат технических наук.
Кузнецов Д.В.¹ – инженер-конструктор 3 категории.
Осипов В.С.¹ – начальник отдела, кандидат технических наук.
Иванов Е.Н.² – инженер.
Климонов И.А.² – инженер.
Кудашов И.Г.² – инженер.
Мосунова Н.А.² – заведующий отделением, кандидат физико-математических наук.
Усов Э.В.² – заведующий лабораторией, кандидат технических наук.

Аннотация

Системный теплогидравлический код HYDRA-IBRAE/LM/V1 разрабатывается в ИБРАЭ РАН в рамках частного проекта «Коды нового поколения» проектного направления «Прорыв» и ориентирован на моделирование поведения реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем в условиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и аварийных режимах. Совместно ИБРАЭ РАН и АО «ОКБМ Африкантов» ведутся работы по верификации кода применительно к натриевому теплоносителю на экспериментальных режимах реакторной установки (РУ) БН-600. Для проведения расчетного анализа была разработана нодализационная схема БН-600, позволяющая учитывать основные особенности РУ типа БН: неравномерность температурного состояния твэл по высоте и радиусу активной зоны; теплообмен в межпакетном пространстве активной зоны; теплопередачу между «горячими» и «холодными» камерами реактора, образованными внутриреакторными конструкциями; неравномерность распределения температур теплоносителя по высоте и радиусу верхней камеры смешения и др. Данная статья посвящена верификации кода на режимах, связанных с потерей принудительной циркуляции теплоносителя и переходом на естественную циркуляцию в натриевых контурах установки. Приводятся результаты анализа для следующих режимов: «аварийное расхолаживание на естественной циркуляции при снижении мощности реактора с 19 до 1 % от номинального значения», «аварийное расхолаживание на естественной циркуляции с мощности реактора ~ 50 % от номинального значения». Сравнительный анализ данных режимов подтвердил способность кода HYDRA-IBRAE/LM/V1 адекватно моделировать переходные процессы, характерные для РУ типа БН в момент развития естественной циркуляции в контурах установки и связанные с ухудшением теплоотвода в активной зоне и теплообменном оборудовании.

Ключевые слова
естественная циркуляция, системный теплогидравлический код, натриевый теплоноситель, активная зона, экспериментальные режимы, верификация, аварийное расхолаживание

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 004.415.53:621.039.586

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, 4:20