Авторы
Бускет Д.1, Велков К.1, Пасечник И.1, Зойберт А.1, Даничева И.А.2, Хренников Н.Н.2, Самохин А.Г.2, Иванов В.С.2, Клим С.3
Организация
1Общество по безопасности реакторов и установок Германии, Мюнхен, Германия
2 Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, Москва, Россия
3 Центр Гельмгольца Дрезден-Россендорф, Дрезден, Германия
Бускет Д.1 – научный сотрудники, кандидат технических наук.
Велков К.1 – начальник отдела, кандидат технических наук.
Пасечник И.1 – научный сотрудник, кандидат технических наук.
Зойберт А.1 – научный сотрудник, кандидат технических наук.
Даничева И.А.2 – начальник лаборатории.
Хренников Н.Н.2 – заместитель начальника отдела, кандидат физико-математических наук.
Самохин А.Г.2 – младший научный сотрудник. Контакты: 107140, Москва, ул. Малая Красносельская, дом 2/8, корпус 5. Тел.: (499) 264-05-96; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Иванов В.С.2 – инженер.
Клим С.3 – к.т.н., начальник отдела.
Аннотация
В настоящей статье приведено описание связанной версии теплогидравлического кода ATHLET 3.0 и нейтронно-физического кода DYN3D, разработанной в рамках сотрудничества между Обществом по безопасности реакторов и установок Германии (ГРС) и ФБУ «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» для анализа переходных процессов в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Особое внимание уделено раздельной верификации вышеупомянутых кодов при моделировании процессов в жидкометаллических системах. Процесс верификации связанной версии кодов находится на начальной стадии.
Ключевые слова
3D моделирование, переходные процессы, расчетные коды, тепло-гидравлический расчет, связанные расчетные коды, верификация, быстрые реакторы, жидкометаллический теплоноситель, натриевый теплоноситель, свинцовый теплоноситель
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Lerchl G., Austregesilo H., Schoffel P., von der Cron D., Weyermann F. Gesellschaft fur Anlagen Und Reaktorsicherheit (GRS). ATHLET Mod 3.0 Cycle A. User's Manual. Nowember 2012.
2. Handbook on Leadbismuth Eutectic Alloy and Lead Properties, Materials Compatibility, Thermalhydraulics and Technologies. OECD 2007, NEA No. 6195.
3. Gierszewski P., Mikic B., Todreas T. Property Correlations for Lithium, Sodium, Helium, Flibe and Water in Fusion Reactor Applications, Fusion Blanket and Structures Group, MIT, PFC-RR-80-12.
4. Fink J.K., Leibowitz L. Thermodynamic and Transport Properties of Sodium Liquid and Vapor. Argonne National Laboratory, ANL/RE-95/2.
5. Palazzo S., Velkov K., Lerchl G., Van Tichelen K. Analyses of the MYRRHA Spallation Loop with the System Code ATHLET. Annals of Nuclear Energy, 2013, vol. 60, pp. 274-286.
6. Hegyi G., Keresztúri A., Pataki I., Tóta A., Velkov K., Pasichnyk I., Perin Y. Coupling the ATHLET 3.0 and the KIKO3DMG multigroup 3D kinetic code developed for the fast spectrum Gen-IV reactors. Proc. 23rd Int. Conf. Nuclear Energy for New Europe. Portoroz, Slovenia, 2014.
7. Grundman U., Rohde U., Mittag S., Kliem S. DYN3D Code for Calculation of Transience in Light Water Reactors (LWR) with Hexagonal or Quadratic Fuel Elements. Available at: https://www.hzdr.de/FWS/publikat/JB04/JB_04_R16.pdf (accessed 18.11.2016).
8. Fridman E., Shwageraus E. Modeling of SFR cores with Serpent–DYN3D codes sequence. Annals of Nuclear Energy, 2013, vol. 53, pp. 354-363.
9. Bousquet J., Ivanov V. Assessing Reactor Physics Codes Capabilities to Simulate Fast Reactors on the Example of the BN-600 Benchmark. ETSON Award-2015.
10. Kozmenkov Y., Kliem S., Rohde U. Validation and Verification of the Coupled Neutron Kinetic/Thermal Hydraulic System Code DYN3D/ATHLET. Annals of Nuclear Energy, 2015, vol. 84, pp.153-165.
11. Blanchet D., Buiron L., Stauff N., Kim T., Taiwo T. Sodium Fast Reactor Core Definitions (version 1.2). AEN – WPRS Meeting, OECD/NEA 2011.
УДК 621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, 4:21
