EDN: ALOVZA
Авторы
Аксенова А.Е., Исаков А.Б., Киселев А.С., Колташев Д.А., Первичко В.А., Чуданов В.В., Шурыгин Р.Е.
Организация
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Аксенова А.Е. – старший научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Исаков А.Б. – заведующий лабораторией разработки сервисного программного обеспечения, кандидат физико-математических наук.
Киселев А.С. – ведущий научный сотрудник, доктор технических наук.
Колташев Д.А. – и.о. заведующего отделом моделирования физических процессов, кандидат технических наук.
Первичко В.А. – старший научный сотрудник.
Чуданов В.В. – ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.
Шурыгин Р.Е. – инженер. Контакты: 115191, Москва, Большая Тульская ул., д. 52. Тел.: (495) 955-23-96; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
В данной работе представлено текущее состояние разрабатываемого в ИБРАЭ РАН в рамках проекта «Коды нового поколения» проектного направления «Прорыв» связанного 3D-кода на базе нейтронно-физического, теплогидравлического и термомеханического кодов. Связанный 3D-код предназначен для моделирования режимов нормальной эксплуатации и нарушений, нормальной эксплуатации, которые не сопровождаются разрушением элементов активной зоны реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. К актуальным задачам, которые могут быть решены связанным 3D-кодом, относятся расчеты следующих режимов: пуск реактора, выход на стационарный режим, плановый останов, введение положительной реактивности, работа в условиях ухудшенного теплообмена (например, при нарушениях работы главного циркуляционного насоса) и другие режимы. На текущий момент в состав связанного 3D-кода включены нейтронно-физические модули на базе методов Монте-Карло и приближения дискретных ординат, прецизионный масштабируемый CFD-код на основе DNS- и LES-моделирования, трехмерный термомеханический код для расчетов на прочность. В работе приведена информация о модулях, входящих в состав связанного кода, и описан созданный для него вычислительный инструментарий. Для демонстрации работы связанного кода был проведен расчет экспериментальной сборки ОУ-АС (облучательное устройство с ампулами со свинцом), содержащей 3 ампулы со свинцом с экспериментальными твэлами со СНУП-топливом и твэлы подогрева с виброуплотненным топливом, в реакторе БОР-60. Представлены 3D-распределения, полученные по результатам моделирования с использованием двух связок кодов MCU-FR-CONV-3D-TERMA и CORNER-CONV-3D-TERMA. В обоих случаях продемонстрировано хорошее согласие расчетных значений температуры оболочки экспериментального твэла с экспериментальными данными. Приводится информация по планам дальнейших доработок 3D связанного кода.
Ключевые слова
cвязанный 3D-код, связанные расчеты, MCU-FR, CORNER, TERMA, CONV-3D, ОУ-АС
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Cardoni J.N. Nuclear reactor multi-physics simulations with coupled MCNP5 and STAR-CCM+. Proc. International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering. Rio de Janeiro, Brazil, 2011. 15 p.
- Seker V., Thomas J.W., Downar T.J. Reactor simulation with coupled Monte Carlo and computational fluid dynamics. Proc. International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems, Istanbul, Turkey, 2007, pp. 36–46.
- Henry R., Tiselj I., Snoj L. CFD/Monte-Carlo neutron transport coupling scheme, application to TRIGA reactor. Annals of Nuclear Energy, 2017, vol. 110, pp. 36–47.
- Li L., Wang K. The first-principle coupled calculations using TMCC and CFX for the pin-wise simulation of LWR. Proc. PHYSOR, Knoxville, USA, 2012, pp. 453–467.
- Tuominen R., Valtavirta V., Peltola J., Leppanen J. Coupling Serpent and OpenFOAM for neutronics – CFD multi-physics calculations. Proc. PHYSOR,Sun Valley, USA, 2016, pp. 255–269.
- Tuominen R., Valtavirta V., Leppanen J. Application of the Serpent–OpenFOAM Coupled Code System to the SEALER Reactor Core. Proc. PHYSOR, Cancun, Mexico, 2018, pp. 123–135.
- Силантьева И.Ю., Зуева Л.М., Кашаева Е.А. и др. Программа «ТАНДЕМ» и прототип графического интерфейса для обеспечения проведения связанных расчетов активных зон реакторов. Труды XV Международной конференции «Супервычисления и математическое моделирование». Саров, РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2014, с. 437–445.
- Фархулина А.Л., Богданович Р.Б., Тихомиров Г.В. Тестовая задача для комплексного моделирования характеристик легководных реакторов при помощи кодов MCU и FLOWVISION. Сборник материалов XII Всероссийской молодежной научно-инновационной школы «Математика и математическое моделирование». Саров, 2018, с. 172–173.
- Bahdanovich R.B., Romanenko V.I., Farkhulina A.L. et al. VVER-1000 pin cell benchmark for coupled neutronics/thermal-hydraulics calculations: Preliminary results. Proc. International Conference for Young Scientists, Specialists and Post-Graduates on Nuclear Reactor Physics. Tverskaya Oblast, 2018, pp. 1–13.
- Nguyen T., Tran T., Lee D. Coupled neutronics/thermal-hydraulic analysis of ANTS-100e using MCS/RAST-F two-step code system. Nuclear Engineering and Technology, 2023, vol. 55, issue 11, pp. 4048–4056.
- Tran T., Cherezov A., Du X., Lee D. Verification of a two-step code system MCS/RAST-F to fast reactor core analysis. Nuclear Engineering and Technology, 2022, vol. 54, issue 5, pp. 1789–1803.
- Большов Л.А., Мосунова Н.А., Стрижов В.Ф., Шмидт О.В. Расчетные коды нового поколения для новой технологической платформы ядерной энергетики. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 6, с. 303–312. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-016-0145-4.
- Алексеев Н.И., Калугин М.А., Кулаков А.С., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А.Тестирование программы MCU-FR применительно к расчетам критичности быстрых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, вып. 5, с. 22–26.
- Березнев В.П., Колташев Д.А., Шурыгин Р.Е. Кросс-верификация нейтронно-физических кодов CORNER и MCU-FR на моделях перспективных реакторов на быстрых нейтронах. Известия вузов. Ядерная энергетика,2023, № 1, с. 132–143. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.11.
- Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Первичко В.А. Расчет параметров течений в пучках твэлов с помощью кода CONV-3D. Атомная энергия, 2020, т. 128, № 5, с. 268–270.
- Николаев М.Н., Семенов М.Ю., Цибуля А.М. CONSYST-RF. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2016612865 Российская Федерация: № 2016610022: заявл. 11.01.2016: опубл. 11.03.2016; заявитель АО «ГНЦ РФ – ФЭИ им. А.И. Лейпунского». EDN: GSYMUB.
- Ansys Engineering Simulation. Доступно на: https://www.ansys.com/company-information/the-ansys-story (дата обращения 14.07.2025).
- Рыжов С.А., Ильин К.А., Тропкин С.Н., Нуштаев Д.В., Бородин А.К. и др. SIMULIA Abaqus. Начало работы: Учебное пособие. М.: ООО «ТЕСИС», 2024. 311 с.
- Логос. Доступно на: logos.vniief.ru (дата обращения 14.07.2025).
- Qt Group. Доступно на: https://www.qt.io (дата обращения 14.07.2025).
- Белов А.А., Васекин В.Н., Вепрев Д.П. и др. Расчет стационарных и переходных режимов работы ядерного реактора со свинцовым теплоносителем интегральным кодом ЕВКЛИД/VI. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2015, № 3, с. 91–114.
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 5–18
