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


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

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, Москва, Россия

Чухно В.И. – инжнер, Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики.
Усов Э.В. – заведующий лабораторией, кандидат технических наук, Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики. 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..
Бутов А.А. – инженер, Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики.
Прибатурин Н.А. – директор, доктор технических наук, Новосибирский филиал Института проблем безопасного развития атомной энергетики.
Мосунова Н.А. – заведующий отделением, кандидат физико-математических наук, Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии 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

УДК 621.039.586

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 4, 4:17