Расчетные коды нового поколения для новой технологической платформы ядерной энергетики

Л. А. Большов, Н. А. Мосунова, В. Ф. Стрижов, О. В. Шмидт

Аннотация


Представлена информация о состоянии разработки кодов нового поколения для новой технологической платформы ядерной энергетики, базирующейся на быстрых реакторах и замыкании топливного цикла. Приведены состав системы кодов нового поколения и информация о состоянии разработки отдельных кодов. Описаны подходы к верификации и валидации кодов, а также к коллективной разработке программного обеспечения. Рис. 4, табл. 3, список лит. 16 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л. А. и др. Проект «Прорыв» - технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. - Изв. РАН. Энергетика, 2015, № 1, с. 5-12.

Suzuki T., Tobita Y., Kawada K. e.a. A preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor. - Nucl. Engng Technol., 2015, v. 47, p. 240-252.

Li R., Chen X.-N., Rineiski A. e.a. Studies of fuel dispersion after pin failure: analysis of assumed blockage accidents for the MYRRHA-FASTEF critical core. - Ann. Nucl. Energy, 2015, v. 79, p. 31-42.

Bonifetto R., Dulla S., Ravetto P. e.a. A full-core coupled neutronic/thermal-hydraulic code for the modeling of lead-cooled nuclear fast reactors. - Nucl. Engng Des., 2013, v. 261, p. 85-94.

Bonifetto R., Caron D., Dulla S. e.a. Advances in the Development of the Code FRENETIC for the Coupled Dynamics of Lead-Cooled Reactors. CERSE-POLITO RL 1572/2015. Torino, 2015. 63 p.

Wang G., Gu Zh., Wang Zh. e.a. Verification of neutronics and thermalhydraulics coupled simulation program NTC by the PDS-XADS transient simulation. - Progr. Nucl. Energy, 2015, v. 85, p. 659-667.

Gu Zh., Wang G., Wang Zh. e.a. Transient analyses on loss of heat sink and overpower transient of natural circulation LBE-cooled fast reactor. - Ibid., 2015, v. 81, p. 60-66.

Ishizu T., Endo H., Tatewaki I. e.a. Development of integrated core disruptive accident analysis code for FBR - ASTERIA-FBR. - In: Proc. of the 2012 Intern. Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP’12). Chicago, USA, 2012, ID 12100.

Okawa T., Tatewaki I., Ishizu T. e.a. Fuel behaviour analysis code FEMAXI-FBR development and validation for core disruptive accident. - Progr. Nucl. Energy, 2015, v. 82, p. 80- 85.

Chen Zh., Chen X.-N., Rineiski A. e.a. Coupling a CFD code with neutron kinetics and pin thermal models for nuclear reactor safety analyses. - Ann. Nucl. Energy, 2015, v. 83, p. 41-49.

Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Первичко В.А. и др. Математическое моделирование динамики жидкости в элементах ядерных энергетических установок с использованием суперЭВМ. - Атомная энергия, 2014, т. 117, вып. 6, с. 307-311.

Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Макаревич А.А. и др. Разработка методики прямого численного моделирования турбулентных течений с использованием суперЭВМ. - Там же, 2015, т. 118, вып. 4, c. 197-202.

Shmidt O.V., Podymova T.V., Shadrin A.Yu. Development of mathematical model for balance settlement of product and waste flows from SNF reprocessing. - Proc. Chem., 2012, v. 7, p. 387-391.

Капырин И.В., Иванов В.А., Копытов Г.В. и др. Интегральный код GeRa для обоснования безопасности захоронения РАО. - Горный журнал, 2015, № 10, с. 44- 50.

Капырин И.В., Уткин С. С., Василевский Ю.В. Концепция разработки и использования расчетного комплекса GeRa для обоснования безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Математическое моделирование физических процессов, 2014, № 4, с. 44-54.

Жабоев Т.К., Мосунова Н.А., Арутюнян А.Р. Реализация системы управления разработкой расчетных кодов на базе платформы IBM Rational Jazz. - Вестник компьютерных и информационных технологий, 2014, № 1(115), с. 34- 38.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.