Российские коды для анализа безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем

В. И. Рачков, Ю. С. Хомяков, Ю. Е. Швецов

Аннотация


Излагается подход к обоснованию безопасности быстрых натриевых реакторов, сложившийся в нашей стране за годы их развития. Описывается совокупность вычислительных кодов, используемых для обоснования безопасности. Особое внимание уделяется группе кодов, которые предназначены для последовательного анализа всех стадий тяжелой запроектной аварии, приводящей к разрушению активной зоны. Отечественный подход к анализу последствий тяжелых аварий сравнивается методологией, сложившейся за рубежом. До настоящего времени разрабатываемая система кодов позволяла выполнять главные задачи обоснования проектов, однако сложившийся путь развития, когда под каждую отдельную задачу разрабатывался отдельный расчетный код, исчерпал себя. С одной стороны, значительно возросла сложность математических моделей, привлекаемых к анализу, с другой, достигнуты значительные успехи в развитии вычислительных технологий. Ответом на сложившуюся ситуацию является наблюдающаяся в мировом ядерном сообществе тенденция к созданию интегральных кодов и многоцелевых вычислительных систем. В нашей стране эта тенденция реализуется в программе разработки системы кодов нового поколения в рамках федеральной целевой программы. Рис. 1, список лит. 21 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Natesan K., Kasinathan N., Velusamy K. e.a. Dynamic simulation of accidental closure of intermediate heat exchanger isolation valve in a pool type LMFBR. - An. Nucl. Energy, 2011, v. 38, p. 748-756.

Mochizuki H. Development of the plant dynamics analysis code NETFLOW++. - Nucl. Engng Design, 2010, v. 240, p. 577-587.

Development of MARS-LMR and Steady State Calculation for KALIMER-600. Techn. Rep. KAERI/TR-3418/2007, 2007.

Mikituk K., Pelloni S., Coddington P. e.a. FAST: an advanced code system for fast reactor transient analysis. - An. Nucl. Energy, 2005, v. 32, p. 1613-1631.

Chenu A., Mikityuk K., Chawla R. Trace simulation of sodium boiling in pin bundle experiments under loss-of-flow conditions. - Nucl. Engng Design, 2009, v. 269, p. 2417-2429.

Chen H., Cheng X., Neitzel H. Application of ATLET Code to Heavy Liquid Metal Cooled System. An. Techn. Dusseldorf, Germany, May 25-27 2004.

Geffraye G., Farvacque M., Kadri D. e.a. CATHARE 2 V2.5_2: a single version for various applications. - In: Proc. NURETH-13. Japan, 27 September - 2 October, 2009.

Tenchine D. e.a. Status of CATHARE code for sodium cooled fast reactors. - Nucl. Engng Design, 2012, v. 245, p. 140-152.

Dunn F., Prohammer F., Weber D. e.a. The SASSYS-1 LMFBR systems analysis code. - In: Proc. Intern. Top. Meeting Fast Reactor Safety. Knoxville, Tennessee, 1985, p. 999-1008.

Кузнецов И. А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Под общ. ред. В.И. Рачкова. М.: ИздАт, 2012.

Ohira H., Xu Y., Bieder U. e.a. Benchmark analyses of sodium natural convection in the upper plenum of the MONJU reactor vessel. - In: Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios - FR-13. Paris, France, 4-7 March, 2013, Track 7, T1-CN-199/142.

Kuznetsov I.A., Shvetsov Yu.E. Analytical studies on thermal-hydraulic parameters of fast reactor taking into account effect of inter-wrapper space. - J. Mater. Sci. Engng, 2011, v. 1, р. 938-946.

Shvetsov Yu., Volkov A. GRIF and HYDRON - 3D-codes for analysis of thermal and hydraulics parameters of reactors with1-phase coolant. - In: 10th Intern. Meet. of IAHR Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics on Thermal Hydraulics for fast Reactors with Different Coolants. Obninsk, 2001, p. 119-137.

Швецов Ю.Е. Численное моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере ядерного реактора на быстрых нейтронах. - В сб.: XIV Минский международный форум по тепломассообмену. Минск, Белоруссия, 2012, доклад 4-52.

Зарюгин Д.Г., Поплавский В.М., Рачков В.И. и др. Расчетно-экспериментальное обоснование проектной системы аварийного отвода тепла БН-1200. - См. настоящ. вып., с. 222-228.

Mosunova N.A. Modeling of liquid metal flow using system thermohydraulic code HYDRA-IBRAE/LM and CFD code CONV-3D. - In: Intern. Workshop THINS 2014. Italy, 20-22 January, 2014.

Волков А.В., Швецов Ю.Е. Расчет переходных процессов с кипением натрия в одномерном контуре: Препринт ФЭИ-2316, 1993.

Chvetsov Yu., Kouznetsov I., Volkov A. GRIF-SM - a computer code for the analysis of the severe beyond design basis accidents in sodium cooled reactors. - In: Proc. Intern. Top. Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk, 3-7 October, 1994, v. 2, p. 83-101.

Волков А.В., Гинкин В.П. и др. Программа совместного решения уравнений пространственно-временного переноса нейтронов и теплогидравлических и аварийных процессов в быстрых реакторах: Препринт ФЭИ-2639, 1997.

Ashurko I.M., Volkov A.V., Raskach K.F. COREMELT - 2D code for analysis of severe accidents in a sodium fast reactor. - In: Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios - FR-13. Paris, France, 4-7 March 2013, Track 3, T1-CN-199-453.

Strizhov V., Kiselev A., Mosunova N. Development and verification of the computer code for fast reactor nuclear safety justification. - Ibid., Track 7, CN-199-378.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.