Авторы
Чухно В.И.1, Усов Э.В.1, Бутов А.А.1, Прибатурин Н.А.1, Мосунова Н.А.2
Организация
1 Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики, Новосибирск, Россия
2 Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Чухно В.И.1 – инжнер.
Усов Э.В.1 – заведующий лабораторией, кандидат технических наук. Контакты: 630090, Новосибирск, ул. Лаврентьева, 1. Тел.: (962) 834-29-34; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Бутов А.А.1 – инженер.
Прибатурин Н.А.1 – директор, доктор технических наук.
Мосунова Н.А.2 – заведующий отделением, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В ИБРАЭ РАН разрабатывается универсальный интегральный код ЕВКЛИД. Текущая версия кода ЕВКЛИД/V2 позволяет моделировать поведение реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями в стационарных и переходных режимах работы, а также при различных проектных авариях, путем проведения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчётов. Интегральный код имеет модульную структуру, что позволяет путем интеграции новых модулей расширять функционал кода. Для расчета тяжелых аварий в быстром реакторе разработан модуль SAFR/V1. Модуль может работать как отдельно, моделируя процессы плавления одиночного твэла, так и в составе кода ЕВКЛИД/V2, что позволяет рассчитывать разрушение всей активной зоны с учетом выброса расплава в теплоносителе, перенос компонент разрушенного твэла в верхнюю камеру смешения, плавлением чехлов ТВС, формированием блокировок проходного сечения. Подходы, применяемые для расчета подобного рода процессов, представлены в настоящей работе.
Ключевые слова
реакторная установка на быстрых нейтронах, жидкометаллический теплоноситель, тяжелая авария, твэл, перемещение расплава, теплообмен
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Usov E.V., Butov A.A., Klimonov I.A., Chuhno V.I., Nikolaenko A.V., Zhdanov V.S., Pribaturin N.A., Strizhov V.F. Features of the Numerical Solution of Thermal Destruction Fuel Pins Problems in the Fast Reactor. Journal of Physics: Conf. Series, 2017, vol. 891, p. 012171.
2. Калашникова А.А., Усов Э.В. Разработка программного модуля для расчета плавления твэл и перемещения расплава в реакторных установках на быстрых нейтронах на этапе тяжелой аварии. Труды 3 российской молодежной конференции «Энергетика, электромеханика и энергоэффективные технологии глазами молодежи». Томск, 2015, с. 135-138.
3. Usov E.V., Butov A.A., Dugarov G.A., Kudasov I.G., Lezhnin S.I., Mosunova N.A., Pribaturin N.A. System of Closing Relations of a Two-Fluid Model for the HYDRA-IBRAE/LM/V1 Code for Calculation of Sodium Boiling in Channels of Power Equipment. Thermal Engineering, 2017, vol. 64, no. 7, pp. 48-55.
4. Alipchenkov V.M., Zeigarnik Y.A., Mosunova N.A., Strizhov V.F., Usov E.V., Anfimov A.M., Gorbunov V.S., Osipov S.L., Afremov D.A., Kudryavtsev A.V. Fundamentals, Current State of the Development of, and Prospects for Further Improvement of the New Generation Thermal Hydraulic Computational HYDRA-IBRAE/LM Code for Simulation of Fast Reactor Systems. Thermal Engineering, 2016, vol. 63, no. 2, pp. 130-139.
5. Алексеенко С.В., Накоряков В.Е., Покусаев Б.Г. Волновое течение плёнок жидкости. Новосибирск, Наука, 1992. 256 с.
6. Лойцянский Л.Г. Механика жидкости и газа. М.: Дрофа, 2003. 840 с.
7. Баттерворс Д., Хьюитт Г. Теплопередача в двухфазном потоке. М.: Энергия, 1980. 328 с.
8. Ганчев Б.Г. Охлаждение элементов ядерных реакторов стекающими плёнками. М.: Энергоатомиздат, 1987. 192 с.
9. Gimbutis G.I. Heat transfer in the flow of a liquid-metal film under gravity on a vertical wall. Journal of Engineering Physics and Thermophysics, 1977, vol. 32, no. 2, pp. 115-119.
10. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчётам в ядерной энергетике. Том 1. Теплогидравлические процессы в ЯЭУ. М.: ИздАт, 2010.
УДК 621.039.586
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 4, 4:17
