ВЕРИФИКАЦИЯ НА ОСНОВЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ МОДУЛЯ ТЕРМИЧЕСКОГО РАЗРУШЕНИЯ ТВЭЛА БЫСТРОГО РЕАКТОРА SAFR/V1 ИНТЕГРАЛЬНОГО КОДА ЕВКЛИД/V2

Э. В. Усов, А. А. Бутов, В. И. Чухно, И. А. Климонов, И. Г. Кудашов, В. С. Жданов, Н. А. Прибатурин, Н. А. Мосунова, В. ф. Стрижов

Аннотация


В настоящей работе представлены результаты верификации разработанного в ИБРАЭ РАН модуля термического разрушения твэла SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/V2 на основе данных, полученных на экспериментальных установках. Для верификации выбраны эксперименты, проведенные на установке TREAT и DEH в Аргонской национальной лаборатории, а также эксперименты, выполненные на стенде НГТУ им. P.E. Алексеева. По результатам верификации оценена погрешность расчета отдельных параметров. Проведен анализ влияния неопределенности исходных данных на результаты расчетов.

Полный текст:

PDF

Литература


Алипченков В.М., Беликов В.В., Васекин В.Н. и др. Верификация интегрального универсального расчетного кода ЕВКЛИД/V 1 применительно к установкам БРЕСТ-ОД-ЗОО и БН-1200. - В сб.: Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики. Москва, 7- 10 октября, 2014, т. 2, с. 175-191.

Spencer В. Final Report on TREAT Tests R4 and R5; Seven-pin, Loss-of-Flow Tests with Full-Length, Unirradiated FFTF-type Fuel Pins. ANL, 1979.

Holtz R. Final Report on TREAT Test R3 and R5; A Single-Pin Loss-of-Flow Experiment. ANL, 1977.

Deitrich L. Experiments on transient fuel failure mechanisms. - In: Presentation at the Intern. Working Group on Fast Reactors Specialists Meeting on Fuel Failure Mechanisms. Washington, May 11, 1975. 52 p.

Wrona B., Galvin T., Stahl D. Out-of-reactor experimental study of fuel-pin failure phenomena. - In: Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics. Chicago, October 6, 1976, p. 1 - 12.

Усынин Г.Б., Аношкин Ю.И., Семенычев M.A. Исследование плавления твэлов на имитаторах с топливными композициями. - Атомная энергия, 1991, т. 70, вып. 2, с. 108-110.

Усынин Г.Б., Аношкин Ю.И., Власичев Г.Н. и др. Модельное изучение процессов, возникающих при перегреве твэлов. - Там же, 1986, т. 61, вып. 5, с. 347- 350.

Власичев Г.Н. Расчетный анализ экспериментов по разрушению электрообогреваемых имитаторов твэлов ядерных реакторов. - Изв. вузов. Ядерная энергетика, 2000, № 4, с. 28-37.

Калашникова A.A., Усов Э.В. Разработка программного модуля для расчета плавления твэлов и перемещения расплава в реакторных установках на быстрых нейтронах на этапе тяжелой аварии. - В сб.: III Рос. молодежная конф. «Энергетика, электромеханика и энергоэффективные технологии глазами молодежи». Томск: ООО «СКАН», 2015, с. 135-138.

Усов Э.В., Бутов A.A., Чухно В.Н. и др. Моделирова ние плавления твэла быстрого реактора и затвердевания образующегося расплава с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИДЛ/2. - Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 3, с. 123-127.

Усов Э.В., Бутов A.A., Чухно В.Н. и др. Моделирова ние перемещения расплава по поверхности твэла быстрого реактора при тяжелой аварии с помощью модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИДЛ/2. - Там же, вып. 4, с. 197-201.

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.

Усов Э.В., Бутов A.A., Дутаров Г.А. и др. Система замыкающих соотношений двухжидкостной модели кода HYDRA-IBRAE/LM/V1 для расчета процессов при кипении натрия в каналах энергетического оборудования. - Там же, 2017, № 7, с. 48-55.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.