МОДУЛЬ Tritium ДЛЯ РАСЧЕТА ПОВЕДЕНИЯ ТРИТИЯ В КОНТУРЕ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

О. Х. Ильясова, С. Н. Назарова, А. А. Сорокин

Аннотация


Представлено описание моделей и результаты тестирования модуля Tritium, предназначенного для моделирования переноса трития в контурах реакторной установки на быстрых нейтронах. Особенностями модуля являются отчуждаемость, функциональная связь с другими модулями кода, вычисление коэффициентов модели в зависимости от температуры теплоносителя и поверхности контуров. Модуль позволяет проводить расчеты поведения трития, включая перенос по контурам, проницаемость через стенки каналов, сток в холодной ловушке и протечки через неплотности реакторной установки.

Полный текст:

PDF

Литература


Козлов Ф.А., Поплавский В.М., Алексеев В.В. и др. Моделирование массопереноса трития в трехконтурной ЯЭУ с натриевым охлаждением. - Атомная энергия, 2005, т. 98, вып. 3, с. 175-182.

Franza F. Tritium Transport Analysis in Advanced Sodium Fast Reactors. Thesis for a Master Degree in Nuclear Engineering. Politecnico di Torino, Italy, 2011.

Большов Л.А., Мосунова H.A., 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.

Алипченков В.М., Анфимов А.М., Афремов Д.А. и др. Базовые положения, текущее состояние разработки и перспективы дальнейшего развития теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRAIBRAE/LM для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах. - Теплоэнергетика, 2016, № 2, с. 54-64.

McGuire J., Renner Т. Control of tritium in liquid-metal-cooled fast breeder reactors - Atomic Energy Rev., 1978, v. 16, № 4, p. 657-695.

Park М., Kim B., Kim E. Development of semi-empirical model for tritium permeation under non-uniform temperature distribution at heat exchanger tube wall. - Ann. Nucl. Energy, 2015, v. 75, p. 413-420.

Oh C., Kim E. Development and verification of tritium analyses code for a very high temperature reactor. INL-09-16743, 2009.

Tosti S., Violante V., Natalizio A. Analysis of tritium permeation in the steam generators of the SEAFP/SEAL fusion power reactor. - Fus. Engng Design, 1998, v. 43, p. 29-35.

Ohashi H., Sherman S. Tritium Movement and Accumulation in the NGNP System Interface and Hydrogen Plant. INL-07-12647, 2007.

Yang L., Baugh A., Baldwin N.L. Study of Tritium Permeation Through Peach Bottom Steam Generator Tubes. Prepared under Contract EY-76-C-03-0167 Project Agreement No. 56 for the San Francisco Operations Office U.S. Energy Research and Development Administration, 1977.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.