EDN: QNIKAE
Авторы
Куприянов К. С., Колобовников И. П., Лучина К. А., Фейнберг О. С., Игнатьев В. В.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Куприянов К.С. – лаборант-исследователь. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (903) 116-22-42; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript., Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Колобовников И.П. – лаборант-исследователь.
Лучина К.А. – инженер-исследователь.
Фейнберг О.С. – старший научный сотрудник.
Игнатьев В.В. – начальник отдела, доктор технических наук.
Аннотация
Для прогнозирования характеристик и оценки безопасности ЖСР при стационарной работе и различных сценариях переходных процессов необходимы специальные мультифизические инструменты расчета, позволяющие учесть особенности конструкции и эксплуатации, а также основные физические явления в подобных реакторных системах. Одним из таких инструментов является расчетный комплекс (РК) MULTIMSR, разработанный в НИЦ «Курчатовский институт», представляющий собой несколько программных средств, работающих совместно, обмениваясь информацией во время проведения расчета.
РК MULTIMSR использует программное средство (ПС) SERPENT для нейтронно-физических расчетов методом Монте-Карло, а также включает в себя ряд других ПС, которые решают уравнения теплогидравлики, переноса нейтронов в диффузионном приближении, моделируют перенос нерастворимых продуктов деления по топливному контуру и т. д. Эти ПС реализованы с использованием библиотеки вычислительных операций OpenFOAM. РК также включает постоянно пополняемую базу данных физических свойств топливных солей, промежуточных теплоносителей и конструкционных материалов.
В статье представлена блок-схема РК, а также дано краткое описание ПС в него входящих.
В качестве примера использования РК MULTIMSR приводятся результаты расчета выгорания и мультифизического моделирования аварийной ситуации ввода положительной реактивности в жидкосолевом реакторе-сжигателе с тепловой мощностью 2,4 ГВт, использующем трансурановые элементы из ОЯТ реакторов типа ВВЭР 1000/1200 с топливной солью состава Li, Be, An/F и активной зоной (а. з.) полостного типа (ЖСР-С). Расчет переходного процесса проводился с помощью различных методов и приближений, включенных в РК, на основании полученных результатов делаются выводы о необходимости использования прецизионных инструментов моделирования.
Ключевые слова
жидкосолевой ядерный реактор, мультифизическое моделирование, методы расчета, расплавы солей фторидов металлов, циркулирующее жидкое топливо
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- LeBlanc D. Molten salt reactors: a new beginning for an old idea. Nuclear Engineering and Design, 2010, vol. 240, p. 1644.
- Generation IV International Forum. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Technical Report GIF-002-00. U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, 2002.
- Molten Salt Reactors and Thorium Energy. Ed. Dolan T.J. Elsevier Ltd., 2017. DOI: https://doi.org/10.1016/B978-0-08-101126-3.00.
- Горячих А.В., Зайко И.В. и др. Результаты разработки эскизного проекта реакторной установки с исследовательским жидкосолевым реактором. Труды XXIII Российской конференции «Безопасность исследовательских ядерных установок». Димитровград, 22–26 мая, 2023, с. 5–6.
- Zhang D., Liu L., Liu M. et al. Review of conceptual design and fundamental research of molten salt reactors in China. Int J Energy Res. 2018; 42: 1834–1848. DOI: https://doi.org/10.1002/er.3979.
- Haubenreich P.N., Engel J.R. Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment. Nuclear Applications and Technology, 1970, vol. 8, pp. 118–136. DOI: https://doi.org/10.13182/NT8-2-118.
- Игнатьев В.В., Фейнберг О.С., Хаперская А.В. и др. Жидкосолевой реактор как необходимый элемент замыкания ядерного топливного цикла по всем актиноидам. Атомная энергия, 2018, т. 125, вып. 5, с. 251–255.
- Advanced Reactor Technology Options for Utilization and Transmutation of Actinides in Spent Nuclear Fuel. IAEA-TECDOC-1626.
- Aufiero Manuele, Аntonio Cammi, Olivier Geoffroy, Mario Losa, Lelio Luzzi, Marco E. Ricotti, Hervé Rouch. Development of an OpenFOAM model for the Molten Salt Fast Reactor transient analysis. Chemical Engineering Science, 2014, vol. 111, pp. 390–401. DOI: https://doi.org/10.1016/j.ces.2014.03.003.
- Tianliang Hu, Liangzhi Cao, Hongchun Wu, Xianan Du, Mingtao He. Coupled neutronics and thermal-hydraulics simulation of molten salt reactors based on OpenMC/TANSY. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 109(6), pp. 260–276. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.05.002.
- Carlo Fiorina, Ivor Clifford, Manuele Aufiero, Konstantin Mikityuk. GeN-Foam: A novel OpenFOAM® based multi-physics solver for 2D/3D transient analysis of nuclear reactors. Nuclear Engineering and Design, 2015, vol. 294, pp. 24–37. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2015.05.035.
- Cervi E., Lorenzi S., Cammi A., Luzzi L. Development of a multiphysics model for the study of fuel compressibility effects in the Molten Salt Fast Reactor. Chemical Engineering Science, 2019, vol. 193, pp. 379–393. DOI: https://doi.org/10.1016/j.ces.2018.09.025.
- Leppanen J. Serpent – A Continuous Energy Monte-Karlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. Helsinci, VTT Technical Research Centre of Finland, 2013.
- SERPENT. Аттестационный паспорт программного средства № 379 от 16.12.2015.
- Dan Chen, Fratoni M., Aufiero M. Zero–Power Criticality Benchmark Evaluation of Molten Salt Reactor Experiment. Proc. PHYSOR 2018: Reactor Physics paving the way towards more efficient systems. Cancun, Mexico, 2018.
- Jasak H., Jemcov A., Tukovic Z. OpenFOAM: A C++ library for complex physics simulations. Proc. of the International Workshop on Coupled Methods in Numerical Dynamics. IUC, Dubrovnik, Croatia, September 19–21, 2007.
- Куприянов К.С., Фейнберг О.С., Игнатьев В.В. Эффективная доля запаздывающих нейтронов в реакторе с циркулирующим жидкосолевым топливом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, вып. 2, с. 97–106.
- Закиров Р.Я., Игнатьев В.В. Топливный цикл ЖСР-сжигателя трансурановых элементов на основе LiF-BeF2. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, вып. 2, c. 38–47.
- Menter, Florian & Kuntz, M. & Langtry, RB. Ten years of industrial experience with the SST turbulence model. Heat and Mass Transfer, 2003, 4. Доступно на: https://www.researchgate.net/publication/228742295_Ten_years_of_industrial_experience_with_the_SST_turbulence_model (дата обращения 12.02.2025).
- Гаца П.В., Игнатьев В.В., Фейнберг О.С. Теплогидравлические характеристики исследовательского жидкосолевого реактора с активной зоной полостного типа. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2021, вып. 3, с. 43–52.
- Гаца П.В., Игнатьев В.В., Фейнберг О.С. Теплогидравлический анализ ЖСР-сжигателя трансурановых элементов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2023, вып. 5, с. 54–64.
- Laureau, Axel & Bellè, Andrea & Allibert, M. & Heuer, Daniel & Merle, Elsa & Pautz, Andreas. Unmoderated molten salt reactors design optimisation for power stability. Annals of Nuclear Energy, 2022, vol. 177, p. 109265. DOI: 10.1016/j.anucene.2022.109265.
- Zhang D., Rineiski A., Wang C., Guo Z., Xiao Y., Qiu S. Development of a kinetic model for safety studies of liquid-fuel reactors. Progress in Nuclear Energy, 2015, vol. 81, pp. 104–112.
УДК 621.039.4
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 109–123
