Расчетно-экспериментальное обоснование проектной системы аварийного отвода тепла БН-1200

Д. Г. Зарюгин, В. М. Поплавский, В. И. Рачков, А. П. Сорокин, Ю. Е. Швецов, С. А. Рогожкин, С. Ф. Шепелев

Аннотация


В статье представлены результаты расчетноэкспериментального обоснования проектной конструкции системы аварийного отвода тепла БН-1200. Представлены результаты экспериментальных исследований на водяной модели интегрального стенда В-200, обсуждается планирование экспериментов на стенде ТИСЕЙ в обоснование эффективности и режимов работы. Представлены результаты численного моделирования работы в режиме расхолаживания реактора с помощью проектных расчетных кодов БУРАН, GRIF и FlowVision. Рис. 6, список лит. 8 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Specialists Meeting of IAEA of Evaluation of Decay Heat Removel by Natural Convection. February 22-23, 1993, Japan.

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

Зарюгин Д.Г., Калякин С.Г., Опанасенко А.Н., Сорокин А.П. Исследования стратификации теплоносителя и пульсаций температуры в ядерных энергетических установках. - Теплоэнергетика, 2013, № 3, с. 12-21.

Рогожкин С.А., Осипов С.Л., Соболев В.А. и др. Расчетные и экспериментальные исследования в обоснование устройства для локализации расплавленного топлива быстрого реактора. - Атомная энергия, 2013, т. 115, вып. 6, с. 341-344.

Швецов Ю.Е. Верификация однофазных теплогидравлических кодов GRIF и HYDRON. - В сб.: Расчетные коды для быстрых реакторов. Задачи и проблемы верификации. Обнинск, 2013.

Рогожкин С.А., Осипов С.Л., Фадеев И.Д. и др. Численное моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере быстрого реактора. - Атомная энергия, 2013, т. 115, вып. 5, с. 295-298.

Зарюгин Д.Г., Калякин С.Г., Лескин С.Т. и др. Расчетно-экспериментальные исследования теплогидравлических характеристик в баке быстрого реактора на интегральной модели САРХ в различных режимах работы установки. - Известия вузов. Ядерная энергетика, 2013, № 2, с. 96-104.

Shvetsov Yu., Volkov A. GRIF and HYDRON - 3D codes for analysis of thermal and hydraulics parameters of reactors with 1-phase coolant. - In: Proc. 10th Intern. Meeting of IAHR Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics on Thermal Hydraulics for Fast Reactors with Different Coolants. Obninsk, 2001, p. 119-137.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.