Авторы
Стогов В.Ю., Бурьевский И.В., Кунцьо Г.А.
Организация
Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Стогов В.Ю. – старший научный сотрудник. Контакты: 249030, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко 1. Тел.: (484) 399-50-88; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Бурьевский И.В. – старший научный сотрудник.
Кунцьо Г.А. – научный сотрудник.
Аннотация
Разработанная методика аналитической оценки аварий в быстрых реакторах позволяет: оценивать стационарное состояние реактора после снижения расхода теплоносителя (аварии типа ULOF), выбирать вариант исходного состояния для проведения расчетов по интегральным кодам; сравнивать близкие варианты конструкции реактора; сопоставлять различные типы реакторов. Методика основана на анализе эффектов реактивности.
Методика позволяет быстро и с малыми затратами оценивать стационарное состояние после аварии при условии отсутствия фазового перехода состояния теплоносителя и разрушений конструкции реактора.
Проведены оценочные расчеты, выполненные по этой методике для различных вариантов одного типа реактора и для различных типов быстрых реакторов при значительном снижении расхода теплоносителя через реактор, и приведены результаты сравнения расчетных данных по мощности реактора и по температуре теплоносителя на выходе активной зоны.
Ключевые слова
методика аналитической оценки, реактор на быстрых нейтронах, эффекты реактивности, Доплер-эффект, стационарное состояние
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Ashurko I.M., Volkov A.V., Raskach K.F. Coremelt-2D сode for analysis of severe accidents in a sodium fast reactor. Proc. Int. Conf. on Fast Reactor and Related Fuel Cycle: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13). Paris, France, 2013.
2. SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis. Version 3.A. Model Summary and Program Description. JNC TN9400 2003-071, 2003.
3. The SAS4A LMFBR Accident Analysis Code System.Argonne National Laboratory, ANL/RAS 83-38, 1988.
4. Елистратов Д.Г. «DICOR» – Упрощенная программа динамического расчета аварийных режимов работы для концептуальных исследований самозащищенности быстрых реакторов. Препринт ФЭИ 2846. Обнинск, 2000.
5. Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАт, 2012. 632 с.
6. Wade D.C., Hill R.N. The design rationale of the IFR. Progress in Nuclear Energy, 1997, vol. 31, no. 1-2, pp. 13-42.
7. Бурьевский И.В., Маслов П.А., Стогов В.Ю. Доплеровская компонента в эффектах реактивности реактора типа БН. Труды Международной конференции по физике ядерных реакторов. Волга, 2016.
8. Shepelev S.F., Vasilev B.A., Vasyaev A.V. et al. Development of the new generation power unit with the BN-1200 reactor. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, Russia, 2017.
9. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Москва: Издательский дом МЭИ, 2012. С. 38-42.
10. Беззубцев В.С, Емельянов В.С, Адамов Е.О. и др. Инновационный проект АЭС c реактором БРЕСТ с пристанционным топливным циклом. Труды II научной конференции Минатома России «Атомная энергетика. Состояние и перспективы». Москва, 2002, c. 85.
11. Стогов В.Ю. Расчёт температурно-мощностных эффектов при проектировании реакторов БН с использованием диффузионных программ типа TRIGEX. Препринт ФЭИ 3259. Обнинск, 2015.
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 2, 2:21
